Навигация

 

 Меню раздела

Основные условные обозначения
Индексы
Сокращения в тексте
Наименования организаций
Энергетический блок ТЭС или АЭС
Внешние регулируемые величины блока
Принципы регулирования энергоблоков
Математические модели и структурные схемы
Принципы моделирования
Аналоговые и цифровые модели
Цифровое моделирование
Способы получения математических моделей
Динамические свойства блоков
Полу эмпирические модели
Процесс эксплуатации
Типовые возмущения
Типовые звенья и структурные схемы
Элементы автоматического регулирования
Нелинейные звенья
Гармоническая линеаризация
Моделирование регуляторов
Математическое регулирование паротурбинных установок
Уравнение ротора
Моделирование паровых объемов
Моделирования влажно-паровых объемов
Моделирование поверхностных подогревателей
Применение операционного исчисления
Водяной тракт подогревателя
Точность математической модели
Моделирование парового пространства подогревателя
Масса конденсата греющего пара
Моделирование смешивающих подогревателей
Особенности моделирования конденсатора
Эквивалентирование подогревателей
Моделирование турбогенераторов
Моделирование энергосистем
Математическое моделирования парогенераторов
Моделирование системы топливоподачи
Моделирование топки
Моделирование конвентивного газохода
Моделирование активной зоны реактора
Уравнение кинетики реактора
Моделирование промежуточных контуров
Температуры теплоносителя в теплоотдающей части
Компенсаторы объема
Моделирование парогенераторов с многократной циркуляцией
Моделирование прямоточных парогенераторов
Моделирование питательного клапана парогенераторов
Структурные схемы парогенераторов
Сопротивление тракта пароперегревателя
Уравнение паропровода
Динамика регулирования энергоблока
Моделирование газового промперегревателя
Моделирование парового промперегревателя
Регулирование блоков в мощных энергосистемах
Автоматическое регулирование возбуждения
Мощностные характеристики турбогенераторов
Плановые и неплановые изменения нагрузки
Регулирование частоты в энергосистеме
Регулирование мощности
Регулирование перетоков мощности по МСС
Статическая устойчивость
Взаимное согласование параметров РОМ и АСР турбины
Динамическая устойчивость
Требования к статическим и динамическим характеристикам
Регулирование паровых турбин
Динамические характеристики мощных паровых турбин
Влияние паровых объемов
Амплитудно-фазовая характеристика системы
Влияние промежуточных объемов
Динамические характеристики влажно-паровых турбин
Роль парового промперегрева
Импульсные характеристики турбин
Система регулирования мощных паровых турбин ПО ЛМЗ
Системы регулирования турбин ХТГЗ
Система снабжена ЭГП
Влияние системы регенеративного подогрева
Динамическая структура объекта регулирования
Динамика регулирования при наборе нагрузки
Регенеративные отборы пара
Регулирование котлов
Регулирование питания прямоточных котлов
Регулирование температуры перегрева пара
Возможности регулирования температуры перегрева
Аккумулирующая способность котла
Настройка отдельных регуляторов
Принципы регулирования ядерных реакторов
Возрастание потока нейтронов
Регулирование нейтронной мощности
Система управления и защиты
Борное регулирование
Роль температурного эффекта реактивности
Неоновое отравление реактора
Регулирование конденсаторных энергоблоков
Взаимное влияние парогенератора и турбины
Математическая модель ядерного энергоблока
Контуры регулирования основных регулируемых величин
Регулирование энергоблоков ТЭС
Передаточная функция и частотные характеристики
Первичное управление котлом
Корректирующие связи в системах
Форсирующие связи
Стабилизирующие связи
Физическая природа
Регулирование энергоблоков
Схемы с задающим регулятором
Управление клапанами турбины
Динамические свойства энергоблоков
Первичное управление котлом
Комбинированное регулирование
Первичное управление котлом
Повышение эффективности участия блока
Типовые схемы АСР энергоблоков
Особенности регулирования энергоблоков АЭС
Недостатки программы регулирования
Применение программы
Блоки с канальными реакторами
Регулирование теплофикационных энергоблоков
Рациональный способ использования пара
Принцип автономности
Физические основы автономного регулирования
Характерные режимы теплофикационной турбины
Критерии автономности
Необходимое условие автономности системы
Условие полной автономности
Схемы регулирования теплофикационных энергоблоков
Нарушения автономности
Схемы регулирования теплофикационных энергоблоков
Электрическая часть АСР
Обще-блочное регулирование
АСР теплофикационного энергоблока
Статическая точность
Привлечения конденсационных энергоблоков ТЭС
Выбор программы регулирования энергоблоков АЭС


Принципы регулирования ядерных реакторов

Задачи системы управления и защиты (СУЗ) ядерного реактора — поддержание его устойчивой работы при всех нормальных режимах блока и безусловное обеспечение надежности реактора как в период обычной эксплуатации, так и при аварийных ситуациях. Сложность решения этих задач определяется, во-первых, сложностью структуры активной зоны реактора, содержащей большое число тепловыделяющих сборок и регулирующих органов, быстротечностью нейтронно-кинетиче-ских процессов, определяющих уровень мощности реактора, а во-вторых, большим влиянием на нейтронно-кинетические процессы в активной зоне теплофизических и гидродинамических процессов в протекающем через активную зону теплоносителе, а также теплофизических процессов в замедлителе.
Реактор как объект регулирования
Процессы изменения мощности. Математическая модель активной зоны реактора может быть приближенно представлена уравнениями (3.15), полученными в предположении, что все шесть групп запаздывающих нейтронов могут быть сведены к одной эквивалентной группе: где п — плотность потока нейтронов; р — реактивность; р — доля запаздывающих нейтронов; С и Я, — концентрация ядер-излучателей запаздывающих нейтронов и постоянная распада этих ядер; I* — эффективное время жизни нейтронов одного поколения.
Допустим, что в реакторе, находившемся в установившемся критическом состоянии при плотности потока нейтронов f| в некоторый момент времени / = О реактивность скачкообразно изменена на величину р, после чего коэффициент размножения /гЭф сохраняет неизменное значение. Решив систему уравнении (7.1), найдем закон изменения во времени плотности потока нейтронов, где лМГ|| (/) и мзап (/) — составляющие общего изменения плот-ности потока нейтронов за счет соответственно мгновенных и запаздывающих нейтронов, причем
Если положить в полученном уравнении р = 0, т. е. пренебречь влиянием запаздывающих нейтронов, то, как и следовало ожидать, получим решение, совпадающее с решением уравнения. Соотношение экспонент в формуле (7.2) и степень влияния каждой из них на изменение потока нейтронов зависят от абсолютной величины и знака возмущения р, вызвавшего переходный процесс. При установившемся режиме (р = 0) имеем пмгн = 0 и n3an =i п0, т. е. цепная реакция в реакторе и критический режим его работы поддерживаются исключительно запаздывающими нейтронами; по отношению к мгновенным нейтронам реактор находится в подкритическом состоянии.
Рассмотрим процессы в том случае, когда реактор выводится в надкритический режим приложенным к нему положительным возмущением р. При этом значение возмущения р, равное суммарной доле запаздывающих нейтронов р, разделяет переходные режимы реактора на два принципиально отличных типа. При малых возмущениях (р < Р) первая из экспонент в формуле (7.2) отрицательна, вторая положительна (рис. 7.1, а). Сумма текущих значений экспонент, соответствующая моменту времени t — 0, равна п0. Начальный после возмущения период времени t характеризуется быстрым возрастанием плотности потока нейтронов п (I) за счет мгновенных нейтронов. Экспонента пигн, показывающая изменение во времени доли мгновенных нейтронов, быстро стремится к нулю. Это означает, что по отношению только к мгновенным нейтронам в рассматриваемом случае реактор находится в подкритическом состоянии. По истечении весьма короткого промежутка времени /, (порядка 1 с) влияние мгновенных нейтронов на общую плотность потока нейтронов становится пренебрежимо малым и дальнейший процесс полностью определяется влиянием запаздывающих нейтронов. Таким образом, определяющую роль в общем процессе изменения плотности нейтронного потока при малых положительных возмущениях (0 < р < Р) играют запаздывающие нейтроны. По отношению к ним реактор находится в надкритическом состоянии, в связи с чем плотность потока нейтронов и соответствующая ему мощность реактора неограниченно возрастают с периодом определяемым показателем экспоненты (0 в формуле (7.2). Определение периода реактора по уравнению (7.3) правомерно лишь при малых значениях реактивности. Более строго ее определение по уравнению Нордхейма (так называемой формуле «обратных часов» [24 ]), связывающему реактивность с установившимся периодом Т реактора:
Из данных на рис. 7.2, построенном в соответствии с этой формулой, следует, что при малых значениях реактивности период реактора не зависит от времени I жизни нейтронов и, следовательно, от типа реактора. При достаточно больших значениях реактивности, приближающихся к величине р, период реактора Т существенно зависит от времени жизни мгновенных нейтронов. Этот вывод справедлив как для реакторов на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В последних время жизни мгновенных нейтронов на несколько порядков меньше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, а доля запаздывающих нейтронов может быть заметно меньше, особенно, если в качестве горючего используют 239Ри (см. табл. 3.2). Вследствие этого установившийся период реактора на быстрых нейтронах меньше, чем у реактора на тепловых нейтронах, что затрудняет управление при высоких значениях реактивности. Поэтому допустимые значения избыточной реактивности для быстрых реакторов должны быть еще меньшими, чем для тепловых. При малых значениях р управление быстрыми реакторами может быть вполне эффективным. При очень малых значениях реактивности величиной р по сравнению с р можно пренебречь, получив из уравнения (7.3) формулу, аналогичную соотношению для определения Т в уравнении (3.12):
Т = WP.
где /8ап = р/Я — средневзвешенное время жизни запаздывающих нейтронов.
При р < р период реактора измеряется десятками секунд, что определяет соответствующие требования к быстродействию СУЗ.
При большом приросте реактивности (р > р) изменяются знаки слагаемых в формуле (7.2). При этом реактор оказывается в над критическом состоянии по отношению к мгновенным нейтронам и их число начинает быстро возрастать (см. рис. 7.1, б) с периодом, определяемым продолжительностью жизни мгновенных нейтронов (см. п. 3.2). Так как за это время поток запаздывающих нейтронов изменяется мало, то результирующий переходный процесс реактора определяется при больших возмущениях влиянием мгновенных нейтронов. Границей рассматриваемых типов режимов является значение р = р, при котором реактор оказывается в критическом состоянии по отношению к мгновенным нейтронам (мгновенно критическим), т. е. цепная реакция может поддерживаться независимо от запаздывающих нейтронов. Поскольку наряду с генерацией мгновенных нейтронов образуются также запаздывающие нейтроны, реактор в целом над критичен и его мощность быстро нарастает с периодом, определяемым мгновенными нейтронами.