Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор

Требования, предъявляемыми при эксплуатации энергоблока в маневренном режиме, — высокая надежность и безопасность энергоблока, которые зависят от устойчивости реактора при переходе с одного уровня мощности на другой. Количественной мерой устойчивости реактора является аксиальный офсет. Показано,...

Full description

Saved in:

Bibliographic Details
Published in:	Ядерна та радіаційна безпека
Date:	2013
Main Authors:	Тодорцев, Ю.К., Цисельская, Т.А., Никольский, М.В.
Format:	Article
Language:	Russian
Published:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2013
Online Access:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97487
Tags:	Add Tag No Tags, Be the first to tag this record!
Journal Title:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Cite this:	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор / Ю.К. Тодорцев, Т.А. Цисельская, М.В. Никольский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 4. — С. 20-25. — Бібліогр.: 9 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

_version_	1859754935948673024
author	Тодорцев, Ю.К. Цисельская, Т.А. Никольский, М.В.
author_facet	Тодорцев, Ю.К. Цисельская, Т.А. Никольский, М.В.
citation_txt	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор / Ю.К. Тодорцев, Т.А. Цисельская, М.В. Никольский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 4. — С. 20-25. — Бібліогр.: 9 назв. — рос.
collection	DSpace DC
container_title	Ядерна та радіаційна безпека
description	Требования, предъявляемыми при эксплуатации энергоблока в маневренном режиме, — высокая надежность и безопасность энергоблока, которые зависят от устойчивости реактора при переходе с одного уровня мощности на другой. Количественной мерой устойчивости реактора является аксиальный офсет. Показано, что изменение температуры на входе в активную зону реактора наносит неконтролируемое возмущение, которое влияет на аксиальный офсет и, как следствие, на устойчивость реактора. Разработана усовершенствованная автоматизированная система регулирования мощности энергоблока, особенностью которой являются три новых контура регулирования; их использование обеспечивает устойчивость реактора во время маневрирования мощностью энергоблока в течение суток. Вимоги до експлуатації енергоблока в маневреному режимі — висока надійність і безпека енергоблока, які залежать від стійкості реактора в процесі переходу з одного рівня потужності на інший. Кількісною мірою стійкості реактора є аксіальний офсет. Показано, що зміна температури на вході в активну зону реактора наносить неконтрольоване збурювання, що впливає на аксіальний офсет і, як наслідок, на стійкість реактора. Розроблено удосконалену автоматизована систему керування потужністю енергоблока; її особливістю є три нових контури регулювання, використання яких забезпечує стійкість реактора під час маневрування потужністю енергоблока протягом доби. The paper is devoted to development of an improved automated power control system (APCS) for a VVER-1000 power unit operated in daily cycle load follow modes which allows us to maintain a daily power balance in the Ukrainian power system. The requirements for power unit load follow operation are high reliability and safety which depend on stability of the reactor in transition from a power level to another one. The axial offset is a quantitative measure of the reactor stability. It has been shown that a change in the core inlet coolant temperature yields an uncontrollable disturbance affecting the axial offset and therefore the reactor stability. An improved APCS has been developed. The main feature of the improved APCS is using three new control loops: the coolant inlet temperature is kept constant in the primary loop, while the axial offset is kept constant in the secondary one, the nuclear unit power is changed by varying boric acid concentration. Use of these three new control loops provides stability of the reactor in daily nuclear unit power follow modes.
first_indexed	2025-12-02T00:17:29Z
format	Article
fulltext	20 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(60).2013 УДК 621.039.56:681.5 Ю. К. Тодорцев, Т. А. Цисельская, М. В. Никольский Одесский национальный политехнический университет,  Украина Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор Требования, предъявляемыми при эксплуатации энергоблока в ма- невренном режиме, — высокая надежность и безопасность энергобло- ка, которые зависят от устойчивости реактора при переходе с одного  уровня мощности на другой. Количественной мерой устойчивости ре- актора  является  аксиальный  офсет.  Показано,  что  изменение  темпе- ратуры на входе в активную зону реактора наносит неконтролируемое  возмущение,  которое  влияет  на  аксиальный  офсет  и,  как  следствие,  на устойчивость реактора. Разработана  усовершенствованная  автоматизированная  система  регулирования  мощности  энергоблока,  особенностью  которой  яв- ляются  три  новых  контура  регулирования;  их  использование  обеспе- чивает  устойчивость  реактора  во  время  маневрирования  мощностью  энергоблока в течение суток. К л ю ч е в ы е   с л о в а:  автоматизированная  система  регулирова- ния,  управление  офсетом,  программа  регулирования,  имитационная  модель, модель энергоблока. Ю. К. Тодорцев, Т. О. Цисельська, М. В. Нікольський Автоматизована система регулювання потужності енерго блока для управління ЯЕУ в маневрених режи- мах з постійною температурою входу в реактор Вимоги  до  експлуатації  енергоблока  в  маневреному  режимі  —  ви- сока надійність  і безпека енергоблока, які залежать від стійкості реак- тора в процесі переходу з одного рівня потужності на інший. Кількісною  мірою стійкості реактора є аксіальний офсет. Показано, що зміна тем- ператури  на  вході  в  активну  зону  реактора  призводить  до  неконтро- льованого збурювання, що впливає на аксіальний офсет і, як наслідок,  на стійкість реактора. Розроблено  удосконалену  автоматизовану  систему  регулювання  потужністі енергоблока; її особливістю є три нових контури регулюван- ня,  використання  яких  забезпечує  стійкість  реактора  під  час  маневру- вання потужністю енергоблока протягом доби. Ключові слова: автоматизована система регулювання, управління  офсетом,  енергоблок  атомної  станції,  метод  регулювання,  імітаційне  моделювання, модель енергоблока. © Ю. К. Тодорцев, Т. А. Цисельская, М. В. Никольский, 2013 В энергосистеме Украины существует несоответ- ствие между потреблением и выработкой элек- троэнергии в течение суток. Суммарная доля установок, предназначенных для регулирова- ния суточного графика нагрузки энергосистемы, очень мала, поэтому актуальной становится задача адапта- ции действующих АЭС к новым специфическим условиям работы. Энергоблоки АЭС с ВВЭР-1000 эксплуатируются в базо- вом режиме, поэтому существующие автоматизированные системы регулирования (АСР) мощности энергоблока рас- считаны на стабилизацию мощности на заданном уровне, хотя оборудование с реактором ВВЭР-1000 допускает его эксплуатацию в переменном режиме. Переменный режим эксплуатации реакторной установки (РУ) с ВВЭР-1000 до сих пор не применялся, но проектом такой режим экс- плуатация предусматривается. Оборудование первого кон- тура рассчитано на возможность эксплуатации в режи- ме регулирования частоты и мощности в энергосистеме, при этом регулировочный диапазон нагрузки находится в пределах 30—100 % номинальной мощности; за срок службы РУ допускается 10000 циклов набора и сниже- ния нагрузки в пределах регулировочного диапазона. Регламентом разрешена скорость разгрузки 3 % номи- нальной мощности в минуту и нагрузки 1 % номиналь- ной мощности в минуту [1]. На данный момент переход с одного уровня мощности на энергоустановки другой осуществляется операторами в ручном режиме. Для под- держания баланса мощности в энергосистеме необходимо ежесуточно или еженедельно осуществлять изменение мощности энергоблока с минимальным участием операто- ра. Поэтому актуальна задача разработки АСР мощности энергоблока, которая бы разгрузку/нагрузку энергоблока осуществляла в автоматизированном режиме. Целью статьи является усовершенствование существу- ющей АСР мощности энергоблока АЭС с ВВЭР-1000, ко- торая позволит с соблюдением регламентных требований, без снижения уровня безопасности, эксплуатировать энер- гоблок в маневренных режимах суточного или недельного цикла. Анализ свойств реактора ВВЭР-1000 как объекта управ- ления с точки зрения присущих ему внутренних возмуще- ний и их влияния на устойчивость показал, что, из всех внутренне присущих реактору возмущений, на его устой- чивость в маневренном режиме влияют температурный и мощностный эффекты реактивности, а также изменение реактивности, вызванное отравлением нестационарным ксеноном, которое в некоторых случаях может привести к неустойчивости реактора вплоть до его вынужденной остановки. Следовательно, для безопасной эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР-1000 в маневренном ре- жиме необходимо, чтобы реактор ВВЭР-1000 находился в устойчивом состоянии и поддерживалась равномерность энерговыделения в активной зоне реактора (АКЗ). Количественной мерой равномерности энерговыделе- ния по высоте активной зоны реактора, а следовательно, и устойчивости реактора, является специальный интег- ральный параметр — аксиальный офсет (АО) [2]. Все внешние и внутренние возмущения, наносимые на реактор, компенсируются регулирующей группой ор- ганов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ). Однако из-за конструктивных особенностей компенсировать возмущения, возникшие в нижней поло- вине реактора, без влияния на энерговыделение в верх- ней половине реактора, невозможно. Таким образом, воз- мущения, возникающие в нижней половине реактора, ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(60).2013 21 Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах невозможно компенсировать, а следовательно, в маневрен- ных режимах практически невозможно гарантировать на- хождение реактора в устойчивом состоянии. Анализ ре- актора ВВЭР-1000 как объекта управления показал, что таким возмущающим воздействием является изменение температуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора. Изменение мощности энергоблока с ВВЭР-1000 осу- ществляется по так называемым статическим программам регулирования, которые представляют собой зависимость технологических параметров энергоблока от мощности в установившихся режимах. Известно пять программ регулирования мощности энергоблока с ВВЭР-1000, из которых три являются ос- новными, а две — их комбинациями. Каждая из основных программ регулирования имеет свои достоинства и недо- статки с точки зрения изменения АО во время маневра мощностью. Рассмотрим каждую основную программу в диапазоне мощностей от 100 до 80 % (рис. 1). 1. Программа регулирования с постоянной температу- рой теплоносителя на входе в АКЗ реактора (tVX = const). В этой программе регулирования при переходе с одного уровня мощности на другой температурный (ТЭР) и мощ- ностный эффекты реактивности (МЭР) возникают только в верхней половине реактора. Это связано с изменением средней температуры теплоносителя (tSR), температуры теплоносителя на выходе (tVUX) и постоянством темпе- ратуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора. Причем при уменьшении мощности значения tVUX и tSR уменьша- ются (см. рис. 1), и ТЭР и МЭР будет иметь положитель- ный знак. Таким образом, энерговыделение верхней по- ловины реактора будет больше энерговыделения нижней половины реактора. Такое изменение энерговыделения, а следовательно, и АО, легко компенсируется изменением положения регулирующей группы ОР СУЗ. Также к досто- инствам этой программы регулирования можно отнести то, что из-за поддержания постоянного значения tVX в нижней половине АКЗ реактора отсутствует изменение ТЭР, а зна- чит, нижняя половина АКЗ остается устойчивой на всем протяжении маневра мощностью, возникновение ксено- новых колебаний, вызванное изменением ТЭР отсутству- ет, изменение энерговыделения в верхней половине АКЗ реактора компенсируются регулирующей группой ОР СУЗ, а следовательно, обеспечиваются постоянство и управляе- мость АО и устойчивое состояние реактора. 2. Программа регулирования с постоянной средней тем- пературой теплоносителя в первом контуре (tSR = const). В этой программе регулирования (см. рис. 1) при переходе с одного уровня мощности на другой ТЭР и МЭР возни- кают в верхней и нижней половинах реактора, что связано с изменением tVX и tVUX. При снижении уровня мощности tVUX уменьшается, поэтому ТЭР в верхней половине реак- тора будет иметь положительный знак, а tVX увеличивается, и ТЭР в нижней половине реактора будет иметь отрица- тельный знак. Так как мощность снижается, МЭР будет иметь положительный знак. Следовательно, произойдет неодинаковое изменение энерговыделения по высоте АКЗ реактора, которое будет усилено при возвращении преж- него уровня мощности, что приведет к возникновению ксеноновых колебаний. Так как все ОР СУЗ имеют одина- ковую эффективность, их воздействовие на энерговыделе- ние в верхней половине реактора не сможет ликвидировать ксеноновые колебания — одновременно невозможно воз- действовать ОР СУЗ на нижнюю часть реактора без воз- действия на верхнюю из-за конструктивных особенностей. Таким образом, существенным недостатком этой про- граммы регулирования являются нестабильность и не- управляемость АО, а следовательно, и нахождение реакто- ра в неустойчивом состоянии во время и после изменения уровня мощности. 3. Программа регулирования с постоянным давлением пара второго контура (pII = const). В этой программе ре- гулирования (см. рис. 1) уменьшаются значения tVX, tSR и tVUX. Таким образом, ТЭР по высоте всей АКЗ реактора имеет положительный знак, но в верхней половине реак- тора этот эффект реактивности проявляется сильнее, чем в нижней, из-за большей разницы изменения температуры теплоносителя. МЭР также имеет положительный знак. Таким образом, энерговыделение в верхней половине ре- актора будет больше энерговыделения в нижней половине. Для компенсации ТЭР необходимо циклическое воздейст- вие на регулирующую группу ОР СУЗ, что может привести к колебаниям величины АО и последующей возможной потере устойчивости. Кроме того, температурные напря- жения в оболочках твэлов повышены из-за большего коли- чества перемещений ОР СУЗ во время проведения маневра мощностью. Важным параметром, который необходимо учитывать при эксплуатации энергоблоков АЭС в маневренных ре- жимах, является глубина и частота перемещений регу- лирующей группы ОР СУЗ, так как вследствие большего количества перемещений ОР СУЗ происходят знакопере- менные циклические напряжения в оболочках твэлов, ко- торые могут привести к разрушению оболочек из-за на- копления поврежденности [3—5]. Сокращение количества Рис. 1. Характеристики РУ с ВВЭР-1000 при различных программах регулирования: 1 — температура теплоносителя на выходе из АКЗ, tVUX; 2 — средняя температура теплоносителя в АКЗ, tSR; 3 — температура теплоносителя на входе в АКЗ, tVX; 4 — температура насыщенного пара во втором контуре, tS; 5 — давление пара во втором контуре, pII 22 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(60).2013 Ю. К. Тодорцев, Т. А. Цисельская, М. В. Никольский перемещений ОР СУЗ будет способствовать сохранению долговечности оболочек твэлов и, следовательно, появится возможность эксплуатации в режиме суточного или не- дельного цикла нагружения [6—8]. При эксплуатации энергоблоков с реактором ВВЭР-1000 в основном применяется программа регулирования с pII = const. Это связанно с тем, что энергоблоки пре- имущественно эксплуатируются в базовом режиме. В ряде случаев при моделировании рассматриваются комбина- ции двух программ регулирования. Разгрузку до 75—80 % номинальной осуществляют по программе регулирования tSR = const и, далее, более глубокую разгрузку — по про- грамме pII = const. Особенно хорошие результаты моде- лирования такой комбинации получаются, если рассмат- ривать реактор как точечную модель с сосредоточенными параметрами. Однако, с точки зрения устойчивости ре- актора, для расчета величины АО как меры устойчиво- сти, необходимо использовать как минимум двухточечные модели [2]. Для создания адекватной модели АСР необхо- димо применить многоточечную модель реактора, в пер- вую очередь, для возможности моделирования АО. Учитывая изложенное, можно сделать вывод, что для маневренного режима с точки зрения устойчивости реактора наиболее благоприятной является программа ре- гулирования с tVX = const в интервале изменения мощно- сти реактора от 80 до 100 %. Приведенные программы регулирования реализуют- ся переключением режимов при работе АСР мощности энергоблока. В основу функционирования существующей АСР мощ- ности энергоблока положены основополагающие прин- ципы; в частности, постоянство технологического параме- тра и мощности реактора поддерживается перемещением регулирующей группы ОР СУЗ, а управление мощностью энергоблока осуществляется изменением положения регу- лирующих клапанов турбины. При этом поддержание по- стоянной величины АО выполняется операторами вруч- ную, путем перемещения одной из регулирующих групп ОР СУЗ. Поддержание постоянства АО операторами в руч- ном режиме не безопасно, особенно если учитывать влия- ние человеческого фактора при управлении. Таким образом, существующие АСР мощности энерго- блока имеют ряд недостатков, прежде всего — невозмож- ность в автоматизированном режиме осуществить переход с одного уровня мощности на другой и отсутствие единого регулятора энергоблока. Недостатки порождают ряд след- ствий: во время маневра возникают колебания локальной мощности в АКЗ реактора, вследствие чего АО выходит за пределы рекомендуемой области, вплоть до приближе- ния к максимально допустимому регламентному значению. Кроме того, вследствие колебания локальной мощности происходит неравномерное накопление отравителей и не- равномерное выгорание топлива по высоте АКЗ реакто- ра, что впоследствии приводит к ксеноновым колебаниям с увеличивающейся амплитудой. Предлагаемая усовершенствованная АСР мощности энергоблока для маневренных режимах (рис. 2) отлича- ется от существующих тремя новыми контурами регули- рования: в первом контуре мощность энергоблока изменя- ется только вводом/выводом раствора борной кислоты, что обеспечивает равномерное изменение мощности реактора по высоте АКЗ реактора; во втором контуре постоянство величины АО поддерживается перемещением регулиру- ющей группы ОР СУЗ; в третьем контуре постоянство технологического параметра обеспечивается изменением положения регулирующих клапанов турбины. На рис. 2 новые контуры управления выделены жирными линиями. Вне зависимости от выбора программы регулирования усовершенствованная АСР функционирует следующим образом: при поступлении заявки на снижение мощно- сти на ΔNГ, задатчику мощности энергоблока 2 задается значение, равное ΔNГ/2. Сравнивая заданное и фактиче- ское значения мощности энергоблока, регулятор мощно- сти энергоблока 1 формирует управляющее воздействие на ввод борной кислоты в теплоноситель первого контура. Раствор борной кислоты вводится в теплоноситель через бак подпиточных насосов 7 непрерывно с регламентной скоростью. При достижении заданного задатчику значе- ния мощности энергоблока, регулятор мощности энерго- блока отключается. После ввода борной кислоты дальней- шее снижение мощности энергоблока происходит за счет отравления реактора йодом и ксеноном. После достиже- ния максимума отравления, примерно через 3—3,5 ч, на- ступает разотравление, т. е. йод и ксенон начинают по- степенно выгорать, и мощность реактора начинает расти. Процесс отравления/разотравления длится около 6,5 ч. Снижение мощности по часам таково: t, ч 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 N, % 100 90 84 83 80 80 81 83 88,5 95,5 100 Рис. 2. Принципиальная схема автоматизированной системы регулирования мощности энергоблока: 1 — регулятор мощности энергоблока; 2 — задатчик мощности энергоблока; 3 — механизм управления турбиной; 4 — сервомотор; 5 — регулятор температуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора; 6 — задатчик температуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора; 7 — бак подпиточных насосов; 8 — приводы регулирующих стержней; 9 — ионизационная камера; 10 — регулятор аксиального офсета; 11 —датчик температуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора; 12 — задатчик аксиального офсета ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(60).2013 23 Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах При этом регулятор аксиального офсета, сравнивая заданное 12 и фактическое 9 значения АО, формиру- ет управляющее воздействие на приводы регулирующих стержней 8. Одновременно, в зависимости от программы регули- рования, работает регулятор теплотехнического параме- тра; на рис. 2 это регулятор температуры теплоносителя на входе в АКЗ реактора 5. Например, для программы ре- гулирования с tVX = const регулятор температуры теплоно- сителя на входе в АКЗ реактора 5, сравнивая заданное 11 и фактическое 6 значения температуры теплоносителя на входе в АКЗ, формирует управляющее воздействие. Это воздействие передается на механизм управления турбиной (МУТ) 3 и далее сервомотору 4, который изменяет положе- ние регулирующих клапанов турбины (см. рис. 2). Для программы регулирования с tSR = const регулятор средней температуры теплоносителя в АКЗ реактора, срав- нивая заданное и фактическое значения средней темпера- туры теплоносителя, формирует управляющее воздействие. Это воздействие передается на МУТ и далее сервомото- ру, который изменяет положение регулирующих клапанов турбины. Для программы регулирования с pII = const регулятор давления пара во втором контуре, сравнивая заданное и фактическое значения давления пара, формирует управ- ляющее воздействие. Это воздействие передается на МУТ и далее сервомотору, который изменяет положение регули- рующих клапанов турбины. Далее, вне зависимости от программы регулирования, после того, как за счет разотравления мощность энерго- блока увеличилась на ΔNГ/2, включается регулятор мощно- сти энергоблока для вывода энергоблока на номинальный уровень мощности (т. е. увеличение мощности на ΔNГ/2). Суточное маневрирование мощностью энергоблока при работе усовершенствованной АСР обеспечит равно- мерное изменение нейтронного потока по высоте АКЗ ре- актора, вследствие чего выгорание топлива и отравителей по высоте АКЗ произойдет равномерно. На имитационной модели энергоблока [9] был проведен численный эксперимент для сравнения двух АСР мощности энергоблока при суточном маневре мощности с разгрузкой со 100 до 80 % и обратно: существующей АСР, которая функционирует по программе регулирования с pII = const, и усовершенствованной АСР, которая функционирует по программе регулирования с tVX = const. Особенностью имитационной модели энергоблока является наличие в ее составе десятиточечной модели реактора, что позволило при моделировании управлять величиной АО. Модель энергоблока была реализована в среде имитаци- онного моделирования Simulink пакета Matlab. Для реализа- ции АСР мощности энергоблока по методу Копеловича А. П. были рассчитаны настройки регуляторов: для существую- щей АСР — настройки автоматического регулятора мощ- ности и регулятора мощности энергоблока; для усовершен- ствованной АСР — настройки регулятора АО, регулятора мощности энергоблока и регулятора температуры теплоно- сителя на входе в АКЗ реактора (рис. 3, выделенными ли- ниями показаны новые контуры регулирования). На рис. 4 приведены результаты сравнительного экс- перимента. Анализ результатов показал, что: – при работе существующей АСР, функционирующей по программе регулирования с pII = const (рис. 4, кри- вая 2), наибольшее перемещение регулирующей группы ОР СУЗ составляет 38 см; при роботе усовершенствован- ной АСР, функционирующей по программе регулирования с tVX = const (рис. 4, кривая 1), — 22 см; – при работе существующей АСР, функционирующей по программе регулирования с pII = const, наибольшее от- клонение величины АО составляет 2,59 %, и это значение является граничным, его превышение запрещается регла- ментом и приводит к вынужденной остановке энергобло- ка; при работе усовершенствованной АСР, функциониру- ющей по программе регулирования с tVX = const, величина АО в течение маневра мощностью остается неизменной. Вследствие применения борного регулирования и уменьшения амплитуды перемещения регулирующей Рис. 3. Реализация усовершенствованной АСР мощности энергоблока, которая функционирует по программе регулирования с tVX = const в Simulink 24 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(60).2013 Ю. К. Тодорцев, Т. А. Цисельская, М. В. Никольский группы ОР СУЗ, в усовершенствованной АСР по срав- нению с существующей выгорание топлива, а также на- копление отравителей по высоте АКЗ реактора будет происходить равномернее, что позволит ликвидировать возможность возникновения ксеноновых колебаний. Таким образом, можно сделать вывод, что при работе усовершенствованной АСР, функционирующей по про- грамме регулирования с tVX = const, поскольку АО не изме- няется, реактор будет находиться в устойчивом состоянии как во время маневрирования, так и после него. Как по- казано в [6—8], при обеспечении постоянства температуры теплоносителя на входе в ядерный реактор обеспечивается минимальная поврежденность оболочки твэла при изме- нениях уровня мощности. Следовательно, усовершенство- ванная АСР с программой регулирования с tVX = const позволит переводить энергоблок АЭС с ВВЭР-1000 в ма- невренный режим для поддержания баланса мощно- сти в энергосистеме Украины с минимальным участи- ем эксплуатационного персонала и с учетом требований регламента к надежности и безопасности эксплуатации энергоблока. Для исследования возможности применения усовер- шенствованной АСР к существующим программам регу- лирования, на имитационной модели энергоблока с усо- вершенствованной АСР мощности энергоблока также были реализованы программы регулирования с pII = const и tSR = const. Для этого по методу Копеловича А. П. рас- считаны настройки соответствующих регуляторов. Был поставлен численный эксперимент суточного ма- невра мощностью с разгрузкой со 100 до 80 % и обратно. Мощность энергоблока изменялась так же, как описано ранее. Изменение мощности энергоблока задавалось про- граммно с регламентной скоростью разгрузки и нагрузки; при достижении 90 % мощности номинальной регулятор мощности энергоблока отключался/включался, дальней- шее снижение/повышение мощности происходило за счет отравления/разотравления АКЗ реактора (как изменялась мощность энергоблока по часам во время моделирования, приведено на с. 22). Известно, что перемещение регулирующей группы ОР СУЗ приводит к неравномерному выгоранию топлива и, следовательно, неравномерному накоплению отравите- лей по высоте АКЗ реактора. Кроме того, это перемещение воздействует на оболочку твэла, что в конечном итоге мо- жет привести к ее повреждению. Поскольку во всех про- граммах при функционировании усовершенствованной АСР мощность изменялась одинаково, а АО поддержи- вался постоянным, в качестве критерия для оценки была выбрана величина перемещения регулирующей группы ОР СУЗ. Анализ результатов моделирования суточного ма- невра мощностью показал, что наибольшее переме- щение регулирующей группы ОР СУЗ при функци- онировании программы регулирования с pII = const составляет ΔHСУЗ = 23 см; программы регулирования с tSR = const — ΔHСУЗ = 25 см; программы регулирования с tVX = const — ΔHСУЗ = 22 см. Таким образом, из трех программ, функционирующих на усовершенствованной АСР, в программе регулирования с tVX = const перемещение регулирующей группы ОР СУЗ наименьшее. Выводы 1. Проанализированы существующие программы регу- лирования. Показано, что с точки зрения устойчивости реактора во время маневрирования наиболее благоприят- ной является программа регулирования с tVX = const. Предложена усовершенствованная АСР мощности энер- гоблока, которая отличается от существующей АСР тремя новыми контурами регулирования: – в первом контуре мощность энергоблока изменяется вводом/выводом раствора борной кислоты, что обеспечи- вает равномерное изменение мощности реактора по вы- соте АКЗ реактора; – во втором контуре постоянство величины АО поддер- живается перемещением регулирующей группы ОР СУЗ; – в третьем контуре постоянство технологического па- раметра обеспечивается изменением положения регулиру- ющих клапанов турбины. 2. Проведен первый численный эксперимент для срав- нения двух АСР: существующей, с программой регулиро- вания pII = const, и усовершенствованной, которая функ- ционирует по программе регулирования с tVX = const. Анализ результатов показал, что наибольшее перемещение регулирующей группы ОР СУЗ происходит при работе су- ществующей АСР, которая функционирует по программе регулирования с pII = const. Перемещение составляет 38 см. При работе усовершенствованной АСР, которая функционирует по программе регулирования с tVX = const, наибольшее перемещение регулирующей группы ОР СУЗ составляет 22 см. Кроме того, при работе существующей АСР, функ- ционирующей по программе регулирования с pII = const, наибольшее отклонение величины АО достигает гранич- ного значения (2,59 %), превышение которого запреща- ется регламентом и приводит к вынужденной остановке энергоблока; при работе усовершенствованной АСР, функ- ционирующей по программе регулирования с tVX = const, величина АО остается неизменной. Рис. 4. Изменение мощности энергоблока, положения регулирующей группы ОР СУЗ и АО в течение суточного маневра мощностью ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(60).2013 25 Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах 3. Проведен второй численный эксперимент суточно- го маневра мощностью, в котором на имитационной мо- дели энергоблока с усовершенствованной АСР мощно- сти энергоблока были реализованы все три программы регулирования. Результаты эксперимента показали, что при изменении уровня мощности со 100 до 80 % и обратно, во всех про- граммах регулирования при работе усовершенствованной АСР, АО поддерживается постоянным. Кроме того, в про- грамме регулирования с tVX = const перемещение регулиру- ющей группы ОР СУЗ наименьшее, следовательно, с точки зрения равномерного выгорания топлива и сохранения це- лостности оболочек твэлов она наилучшая. Список использованной литературы 1. Model of cladding failure estimation for a cycling nuclear unit / M. V. Maksimov, S. N. Pelykh, O. V. Maslov, V. E. Baskakov // Nuclear Engineering and Design. — 2009. —Vol. 239, № 12. — P. 3021—3026. 2. Филимонов П. Е. Программа «Имитатор реактора» для моде- ли рования маневренных режимов работы ВВЭР-1000 / П. Е. Фи- ли монов, В. В. Мамичев, С. П. Аверьянова // Атомная энергия. — 1998. — Т. 84, № 6. — С. 560—563. 3. Pelykh S. N. Cladding rupture life control methods for a power- cycling WWER-1000 nuclear unit / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Nuclear Engineering and Design. — 2011. — Vol. 241, № 8. — P. 2956—2963. 4. Pelykh S. N. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, G. T. Parks // Nuclear Engineering and Design. — 2013. — Vol. 257, № 4. — P. 53—60. 5. Pelykh S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, V. E. Baskakov // Annals of Nuclear Energy. — 2013. — Iss. 58. — P. 188—197. 6. Maksimov M. V. Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes / M. V. Maksimov, S. N. Pelykh, R. L. Gontar // Atomic Energy. — 2012. — Vol. 112, No. 4. — P. 241—249. 7. Maksimov M. V. The method of fuel rearrangement control considering fuel element cladding damage and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser.: Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. — 2013. — Iss. 5(87). — P. 24—36. 8. Maksimov M. V. Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser.: Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. — 2013. — Iss. 2(84). — P. 50—54. 9. Maksimov M. V. A model of a power unit with VVER-1000 as an object of power control / M. V. Maksimov, K. V. Beglov, Т. А. Tsiselskaya // Пр. Одес. політехн. ун-ту. — Одеса, 2012. — Вип. 1(38). — С. 99 —106. References 1. Model of cladding failure estimation for a cycling nuclear unit / M. V. Maksimov, S. N. Pelykh, O. V. Maslov, V. E. Baskakov // Nuclear Engineering and Design. — 2009. —Vol. 239, № 12. — P. 3021—3026. 2. Philimonov P.Е. The “Reactor Simulator” program modeling WWER-1000 load following regimes / P. Е. Philimonov, V. V. Маmichev, S. P. Аveryanova // Atomnaya energiya. — Moskva, 1998. — Т. 84, № 6. — P. 560—563. (Rus) 3. Pelykh S. N. Cladding rupture life control methods for a power- cycling WWER-1000 nuclear unit / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Nuclear Engineering and Design. — 2011. — Vol. 241, № 8. — P. 2956—2963. 4. Pelykh S. N. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, G. T. Parks // Nuclear Engineering and Design. — 2013. — Vol. 257, № 4. — P. 53—60. 5. Pelykh S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov, V. E. Baskakov // Annals of Nuclear Energy. — 2013. — Iss. 58. — P. 188—197. 6. Maksimov M. V. Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes / M. V. Maksimov, S. N. Pelykh, R. L. Gontar // Atomic Energy. — 2012. — Vol. 112, No. 4. — P. 241—249. 7. Maksimov M. V. The method of fuel rearrangement control considering fuel element cladding damage and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser.: Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. — 2013. — Iss. 5(87). — P. 24—36. 8. Maksimov M. V. Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M. V. Maksimov // Problems of Atomic Science and Technology. Ser.: Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. — 2013. — Iss. 2(84). — P. 50—54. 9. Maksimov M. V. A model of a power unit with VVER-1000 as an object of power control / M. V. Maksimov, K. V. Beglov, Т. А. Tsiselskaya // Proceedings of the Odessa polytechnic university. — Odessa, 2012. — Iss. 1(38). — P. 99 —106. Получено 25.10.2013.
id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97487
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
issn	2073-6231
language	Russian
last_indexed	2025-12-02T00:17:29Z
publishDate	2013
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
record_format	dspace
spelling	Тодорцев, Ю.К. Цисельская, Т.А. Никольский, М.В. 2016-03-28T18:35:51Z 2016-03-28T18:35:51Z 2013 Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор / Ю.К. Тодорцев, Т.А. Цисельская, М.В. Никольский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 4. — С. 20-25. — Бібліогр.: 9 назв. — рос. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97487 621.039.56:681.5 Требования, предъявляемыми при эксплуатации энергоблока в маневренном режиме, — высокая надежность и безопасность энергоблока, которые зависят от устойчивости реактора при переходе с одного уровня мощности на другой. Количественной мерой устойчивости реактора является аксиальный офсет. Показано, что изменение температуры на входе в активную зону реактора наносит неконтролируемое возмущение, которое влияет на аксиальный офсет и, как следствие, на устойчивость реактора. Разработана усовершенствованная автоматизированная система регулирования мощности энергоблока, особенностью которой являются три новых контура регулирования; их использование обеспечивает устойчивость реактора во время маневрирования мощностью энергоблока в течение суток. Вимоги до експлуатації енергоблока в маневреному режимі — висока надійність і безпека енергоблока, які залежать від стійкості реактора в процесі переходу з одного рівня потужності на інший. Кількісною мірою стійкості реактора є аксіальний офсет. Показано, що зміна температури на вході в активну зону реактора наносить неконтрольоване збурювання, що впливає на аксіальний офсет і, як наслідок, на стійкість реактора. Розроблено удосконалену автоматизована систему керування потужністю енергоблока; її особливістю є три нових контури регулювання, використання яких забезпечує стійкість реактора під час маневрування потужністю енергоблока протягом доби. The paper is devoted to development of an improved automated power control system (APCS) for a VVER-1000 power unit operated in daily cycle load follow modes which allows us to maintain a daily power balance in the Ukrainian power system. The requirements for power unit load follow operation are high reliability and safety which depend on stability of the reactor in transition from a power level to another one. The axial offset is a quantitative measure of the reactor stability. It has been shown that a change in the core inlet coolant temperature yields an uncontrollable disturbance affecting the axial offset and therefore the reactor stability. An improved APCS has been developed. The main feature of the improved APCS is using three new control loops: the coolant inlet temperature is kept constant in the primary loop, while the axial offset is kept constant in the secondary one, the nuclear unit power is changed by varying boric acid concentration. Use of these three new control loops provides stability of the reactor in daily nuclear unit power follow modes. ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор Автоматизована система керування потужності енергоблока для управління ЯЕУ в маневрених режимах з постійною температурою входу в реактор Automated Power Control System for an NPP Unit in Power Follow Modes with Constant Coolant Temperature at the Reactor Inlet Article published earlier
spellingShingle	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор Тодорцев, Ю.К. Цисельская, Т.А. Никольский, М.В.
title	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор
title_alt	Автоматизована система керування потужності енергоблока для управління ЯЕУ в маневрених режимах з постійною температурою входу в реактор Automated Power Control System for an NPP Unit in Power Follow Modes with Constant Coolant Temperature at the Reactor Inlet
title_full	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор
title_fullStr	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор
title_full_unstemmed	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор
title_short	Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор
title_sort	автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления яэу в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97487
work_keys_str_mv	AT todorcevûk avtomatizirovannaâsistemaregulirovaniâmoŝnostiénergoblokadlâupravleniââéuvmanevrennyhrežimahspostoânnoitemperaturoivhodavreaktor AT ciselʹskaâta avtomatizirovannaâsistemaregulirovaniâmoŝnostiénergoblokadlâupravleniââéuvmanevrennyhrežimahspostoânnoitemperaturoivhodavreaktor AT nikolʹskiimv avtomatizirovannaâsistemaregulirovaniâmoŝnostiénergoblokadlâupravleniââéuvmanevrennyhrežimahspostoânnoitemperaturoivhodavreaktor AT todorcevûk avtomatizovanasistemakeruvannâpotužnostíenergoblokadlâupravlínnââeuvmanevrenihrežimahzpostíinoûtemperaturoûvhoduvreaktor AT ciselʹskaâta avtomatizovanasistemakeruvannâpotužnostíenergoblokadlâupravlínnââeuvmanevrenihrežimahzpostíinoûtemperaturoûvhoduvreaktor AT nikolʹskiimv avtomatizovanasistemakeruvannâpotužnostíenergoblokadlâupravlínnââeuvmanevrenihrežimahzpostíinoûtemperaturoûvhoduvreaktor AT todorcevûk automatedpowercontrolsystemforannppunitinpowerfollowmodeswithconstantcoolanttemperatureatthereactorinlet AT ciselʹskaâta automatedpowercontrolsystemforannppunitinpowerfollowmodeswithconstantcoolanttemperatureatthereactorinlet AT nikolʹskiimv automatedpowercontrolsystemforannppunitinpowerfollowmodeswithconstantcoolanttemperatureatthereactorinlet

Автоматизированная система регулирования мощности энергоблока для управления ЯЭУ в маневренных режимах с постоянной температурой входа в реактор

Institution

Similar Items