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


Роль температурного эффекта реактивности

Водо-водяные реакторы. Мощностной и температурный коэффициенты реактивности в реакторах этого типа отрицательны. На структурной схеме их отражают отрицательные обратные связи, охватывающие звено — математическую модель активной зоны. Наличие этих связей создает свойства положительного саморегулирования, что делает реактор устойчивым объектом регулирования. Следует, однако, учитывать, что наряду с этим безусловно положительным эффектом случайные отклонения температуры теплоносителя сами могут быть возмущениями реактивности.
Температурный эффект реактивности открывает дополнительные возможности управления реактором [89]. Снижение средней температуры теплоносителя в первом контуре высвобождает положительную реактивность и, если нет никаких воздействий на регулирующие органы реактора, увеличивает его нейтронную и тепловую мощность. Техническим средством управления средней температурой теплоносителя первого контура является изменение давления пара во втором контуре (скользящее давление пара). Средняя температура Ц теплоносителя в первом контуре определяется балансом между подводом теплоты в активной зоне реактора и отводом теплоты Q из первого контура во второй в парогенераторах, причем в равновесных режимах
Q = kF (h - ts),
где k — коэффициент теплопередачи; F — суммарная поверхность теплообмена парогенераторов; ts — температура насыщения во втором контуре, однозначно определяемая давлением пара р0.
Если каким-либо образом понизить давление во втором контуре, то в соответствии с формулой (7.5) изменится тепловой поток Q, что нарушит тепловой баланс первого контура. Если при этом отсутствуют управляющие воздействия на реактор, то увеличение отвода теплоты из первого контура вызовет понижение средней температуры теплоносителя в нем. Это выведет реактор в надкритический режим и будет увеличивать нейтронный поток в активной зоне реактора. Совместным использованием в той или иной пропорции изменения давления пара во втором контуре, перемещения управляющих стержней реактора и изменения концентрации борной кислоты может быть реализован любой закон изменения мощности реактора. Это позволяет рассматривать изменение давления пара во втором контуре как дополнительный способ управления реактором.
Влияние изменения давления на мощность реактора и турбины противоположно. Понижение давления пара без использования других регулирующих воздействий увеличивает нейтронную и тепловую мощность реактора и уменьшает мощность турбины. Возникающее противоречие может быть решено двумя способами. Первый из них связан с повышением мощности турбины открытием ее регулирующих клапанов. Так реализуют нередко применяемую программу регулирования блока с постоянной средней температурой теплоносителя в первом контуре. Второй способ преодоления противоречивого влияния понижения давления пара на мощность турбины и реактора — уменьшение мощности реактора опусканием стержней СУЗ или повышением содержания борной кислоты в теплоносителе первого контура. Таким путем реализуют программу регулирования блока с постоянным положением регулирующих клапанов турбины. Обычно теплоэнергетики, говоря о скользящем давлении пара, имеют в виду именно этот частный случай его применения. При такой программе регулирования понижение давления во втором контуре создает дополнительный оперативный запас реактивности, который в некоторых практически важных эксплуатационных ситуациях может быть эффективно использован для повышения экономичности и улучшения маневренных свойств энергоблока.
Канальные реакторы. Наличие кипящего теплоносителя в технологических каналах реактора связано с изменением в них объемного паросодержания <р при изменениях мощности. Это приводит к изменению реактивности реактора, определяемому паровым коэффициентом реактивности. Исследованиями, проведенными на реакторе РБМК-1000 128], установлено, что в процессе эксплуатации паровой коэффициент реактивности меняется не только по величине, но и по знаку: отрицательный в начале эксплуатации, он становится с течением времени положительным. При этом обратная связь, отражающая влияние парового эффекта реактивности в структурной схеме регулирования реактора, из отрицательной становится положительной, что ухудшает динамические характеристики реактора как объекта регулирования. Частично этот эффект ослабляется влиянием давления на реактивность, поскольку с ростом давления объемное паросодержание уменьшается. Этот эффект был подтвержден испытаниями реактора РБМК-1000, проведенными ЛПИ и ЛАЭС 1891. В одной из серий этих испытаний при выведенном регуляторе давления «до себя» давление пара снижали открытием паросбросных устройств, перепускающих пар в конденсатор, минуя турбину. Регулятор мощности реактора, задание которому оставалось неизменным, воздействием на стержни СУЗ компенсировал возникшие при снижении давления отклонения реактивности. Коэффициент реактивности, найденный по перемещению стержней, составил р. = —1,24-10Г3 МПа"1. на сайте предлагается скуд
Дополнительные проблемы регулирования мощности реакторов этого типа обусловлены тем, что в процессе эксплуатации с течением времени уменьшается доля запаздывающих нейтронов [28]. Причина этого — выработка определенной части энергии изотопом 230Ри, образуемым в процессе работы реактора при поглощении нейтронов ядрами 238U. При делении же ядер 239Ри выход запаздывающих нейтронов оказывается значительно меньшим, чем при делении ядер основного горючего 236U (см. табл. 3.2). Снижение I приводит к уменьшению периода реактора, а также уменьшает предельно допустимые по условию мгновенной критичности отклонения реактивности.
Теплота от замедлителя нейтронов — графитовой кладки реактора отводится к технологическим каналам реактора и частично к каналам СУЗ посредством промежуточного теплоносителя, в качестве которого используют азотно-гелиевую смесь, продуваемую через специально организованные зазоры между графитом и технологическими каналами. В процессе эксплуатации реактора температура графита trp может изменяться. Это изменяет его замедляющие свойства, энергетический спектр нейтронов и, в конечном счете, реактивность реактора, определяемую температурным коэффициентом реактивности графита dp/dtrp. Исследованиями, выполненными на ЛАЭС [28], установлено, что реактор РБМК-1000 имеет положительный температурный коэффициент реактивности графита dp/dtrр= 4-Ю"6 К . Эффект, связанный с изменением температуры графита, может быть использован для регулирования мощности реактора [28]. Если, например, повысить концентрацию азота в азотно-гелиевой смеси, уменьшится коэффициент теплоотдачи от графита и соответственно повысится его температура. При этом реактор перейдет в надкритический режим, увеличивая нейтронную и тепловую мощность. Поскольку концентрация азота изменяется равномерно по всей активной зоне, азотно-гелиевое регулирование реактора не вносит искажений в ранее достигнутое распределение энерговыделения по активной зоне. Сочетание его с перемещением стержней СУЗ позволяет реализовать разные программы регулирования реактора, в том числе программу с неизменной температурой графита.