Расчёт характеристик системы автоматического управления мощностью энергоблока АЭС

 

Реакторы типа ВВЭР используют для строительства двухконтурных АЭС. Как следует из названия, такая АЭС состоит из двух контуров. Принципиальная схема двухконтурной АЭС с водо-водяным реактором типа ВВЭР-1000 приведена на рисунке 1.

Рис. 1. Принципиальная схема двухконтурной АЭС с водо-водяным реактором типа ВВЭР-1000: 1 — ядерный реактор; 2 — ионизационная камера; 3 — привод системы управления и защиты; 4 — парогенератор; 5 — главный циркуляционный насос; 6 — датчики температуры; 7 — датчик давления; 8 — регулирующий клапан; 9 — быстродействующая редукционная установка; 10 — паровая турбина; 11 — конденсатор; 12 — датчик угловой скорости; 13 — турбогенератор

 

Основной задачей автоматического управления ядерным реактором ВВЭР-1000 энергоблока АЭС является управление нейтронной мощностью. В режиме «Н» система его управления обеспечивает автоматическое поддержание постоянной плотности потока нейтронов в диапазоне от 3 % до 120 % номинального значения нейтронной мощности по заданной установке. В режиме «Т» автоматического поддержания постоянного давления в главном паровом коллекторе на регулятор нейтронной мощности поступает управляющий сигнал с регулятора давления. Возможна подача управляющего сигнала с регулятора тепловой мощности теплоносителя, определяемой средней температурой теплоносителя. Система управления мощностью должна обеспечивать высокое качество управления во всех режимах эксплуатации реактора.

Важнейшей задачей управления паровой турбины энергоблока АЭС является задача стабилизации частоты вращения ротора, которая выполняется системой автоматического управления частотой (САУЧ). Для обеспечения безопасной работы турбины после возмущающих воздействий в САУЧ отклонение частоты от ее номинального значения в динамических режимах должно быть ограничено заданными пределами, и после прекращения воздействий должно быстро и плавно возвращаться к нулевому значению.

Для математической модели системы автоматического управления мощностью ядерного реактора ВВЭР-1000 принят ряд допущений, связанных с протеканием сложных и разнородных процессов, рассматриваются только процессы нейтронной кинетики и тепловые процессы в ядерном реакторе, составляются соответствующие им уравнения.

Для расчёта процессов изменения нейтронной мощности и угловой скорости ротора турбины при переходе ядерного реактора с режима номинальной мощности в режим с новым значением мощности, отличным от номинального значения. Заметим, что реактор может находиться в состоянии динамического равновесия только при нулевом значении реактивности.

На вход САУ задающим устройством подаётся установка мощности X1. Текущее значение нейтронной мощности измеряется ионизационной камерой и отрицательной обратной связью (ООС) подается на сумматор, формируя сигнал ошибки. Ошибка поступает на вход регулятора, который по заданному закону управления формирует управляющее воздействие. Управляющее воздействие подается на привод исполнительного механизма системы управления и защиты реактора. Исполнительный механизм перемещает управляющий стержень и изменяет составляющую реактивности, которая передается в модель ядерного реактора, изменяя тем самым нейтронную мощность реактора.

На выходе из модели паровой турбины датчиком угловой скорости формируется сигнал ошибки и ООС поступает на сумматор. Регулятор скорости вращения паровой турбины сравнивает сигналы ошибки с заданным значением задатчика X2, формирует управляющее воздействие и подаёт его на электрогидравлический следящий привод (ЭГСП), который преобразует электрический сигнал в гидравлический и изменяет положение регулирующего клапана. В зависимости от положения заслонки регулирующего клапана изменяются расход и давление свежего пара перед турбиной. Таким образом, следует вывод, что входными возмущающими воздействиями САУ являются сигналы изменения мощности реактора и скорости вращения ротора турбины, выходными переменными — нейтронная мощность реактора и частота вращения вала турбоагрегата.

Система автоматического регулирования энергоблока АЭС содержит два объекта управления: ядерный реактор и паровую турбину. В целях точности исследования характеристик энергоблока, рассмотрим объекты управления по отдельности. Структурная схема системы автоматического регулирования мощности ядерного реактора представлена на рис.2.

Рис. 2. Структурная схема линейной модели САР реактора: РМ — регулятор нейтронной мощности; ИМ — исполнительный механизм; ЯР — ядерный реактор; ИК — ионизационная камера.

 

Преобразуем схему согласно правилам структурных преобразований. Свернём схему по отрицательной обратной связи по звену Wик, получая общую передаточную функцию САР реактора:

Структурная схема системы автоматического регулирования скорости вращения турбины представлена на рис. 3. Здесь на вход в систему в сумматоре складываются значение установки угловой скорости вращения турбины νs от задатчика и передаточная функция возмущающего воздействия от систем реакторного отделения Wро, вызывающие незначительные колебания давления в главном паровом коллекторе.

Рис. 3. Структурная схема линейной модели САР турбины: РС — регулятор скорости вращения ротора турбины; ЭГСП — электрогидравлический следящий привод; ПТ — паровая турбина; ДУС — датчик угловой скорости; РК-регулирующий клапан

 

Определим передаточную функцию возмущающего воздействия. Для этого проведём структурные преобразования звеньев системы, реакторной части системы ссылаясь на исходную структурную схему (рис.1).

Умножим звенья W2 и Wпг и преобразуем с учётом обратной связи по звену Wгцн, получая передаточную функцию возмущающего воздействия

Проведём структурные преобразования схемы САР турбины и получим общую передаточную функцию САР турбины:

Возмущающее воздействие на турбинную часть системы охарактеризовано выражением (2), которое содержит модель системы автоматического регулирования мощности реактора и линейные модели главного циркуляционного насоса и парогенератора. Произведение передаточных функций возмущающего воздействия (2) и турбинной части (3) системы даст общую передаточную функцию энергоблока АЭС. Переходный процесс энергоблока представлен на рис.4.

Рис. 4. График переходного процесса энергоблока

 

Вторичное регулирование скорости вращения турбины (время мобилизации до 15 мин) корректирует действие регуляторов скорости на электростанциях, выделенных для астатического регулирования частоты сети и внешних перетоков в зоне регулирования. Оно обеспечивает восстановление спустя некоторое время частоты в энергосистеме, а также диапазонов первичного регулирования (± 5 %). В нормальных условиях именно за счет вторичного регулирования обеспечивается удержание колебаний текущей частоты в полосе 50 ± 0,05 Гц или в допустимой полосе 50 ± 0,2 Гц с возвратом к нормальной частоте за время не более 15 мин. Время мобилизации данной системы составляет 144 с, что удовлетворяет требованиям к участию блоков АЭС во вторичном регулировании частоты.

 

Литература:

 

1.      Клюев А. С., Товарнов А. Г. Наладка средств автоматизации и автоматических систем регулирования / А. С. Клюев, А. Г. Товарнов. М.: Энергоатомиздат, 1989.
2.      Мухин В. С., Саков И. А.Приборы контроля и средства автоматики тепловых процессов./ В. С Мухин., И. А Саков. М.: «Высшая школа», 1988.
3.      Клюев А. С.Проектирование систем автоматизации технологических процессов../А. С. Клюев. М.: Энергоатомиздат, 1990.
4.      Андреев В. А. Релейная защита и автоматика систем электроснабжения./ В. А. Андреев. М.: «Высшая школа», 2006.
5.      Зотов Н. С., Имаев Д. Х. Теория автоматического управления. /Н. С. Зотов, Д. X. Имаев. М.: «Высшая школа», 2003.