Разработка алгоритма управления мощностью реактора ВВЭР-1000, обеспечивающего возможность работы энергоблока АЭС в режиме регулирования нагрузки тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.06, кандидат технических наук Подшибякин, Михаил Александрович

• Подшибякин, Михаил Александрович
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Подшибякин, Михаил Александрович

введение.

ГЛАВА 1. Обзор современных исследований в области управления мощностью реактора при работе АЭС с ВВЭР в режиме регулирования нагрузки.

ГЛАВА 2. Описание объекта автоматизации.

2.1 Описание реакторной установки ВВЭР-1000.

2.2 Описание исполнительного механизма системы управления и защиты реактора.

2.3 Особенности регулирующего органа системы управления и защиты.

2.4 Выводы.

ГЛАВА 3. Постановка задачи.

ГЛАВА 4. Исследование изменений локального теплового потока на поверхности твэл в режимах с изменением мощности реактора.

4.1. Исследование влияния изменения положения ОР СУЗ на изменение локального теплового потока.

4.2 Выводы.

ГЛАВА 5. Разработка математической модели энергоблока

АЭС с ВВЭР-1000.

5.1 Описание расчетной схемы.

5.2 Оценка адекватности модели энергоблока.

5.2.1 Сброс нагрузки на 500 МВт.

5.2.2 Снижение нагрузки на 200 МВт.

5.2.3 Отключение двух смежных ГЦН.

5.3 Выводы.

ГЛАВА 6. Исследование динамических характеристик энергоблока АЭС с ВВЭР-1000.

6.1 Особенность АЭС с ВВЭР-1000, как объекта управления.

6.2 Исследование динамических характеристик по каналам возмущающего и регулирующего воздействий.

6.3 Выводы.

ГЛАВА 7. Исследование статической программы поддержания постоянной средней температуры теплоносителя при работе энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 в режиме следования за нагрузкой.

7.1 Типы статических программ регулирования.

7.2 Результаты исследований.

7.3 Выводы.

ГЛАВА 8. Исследование работы существующего автоматического регулятора мощности реактора в режимах с изменением электрической нагрузки.

8.1 Описание автоматического регулятора мощности реактора.

8.2 Исследование работы АРМ в режимах следования за нагрузкой.

8.3 Выводы.

ГЛАВА 9. Разработка алгоритма автоматического регулятора мощности реактора, обеспечивающего совместно с системой управления турбиной работу энергоблока АЭС в режиме следования за нагрузкой.

9.1 Требования к алгоритму.

9.2 Алгоритм автоматического регулятора мощности реактора.

9.3 Определение параметров настроек релейно-импульсного регулятора.

9.4 Расчетные исследования режимов с изменением нагрузки.

9.5 Выводы.

ГЛАВА 10. Практическая реализация.

10.1 Описание технических средств автоматизации.

10.2 Реализация алгоритма автоматического регулятора мощности реактора.

10.2.1 Этапы практической реализации алгоритма.

10.2.2 Тестирование программного обеспечения АРМ.

10.2.2.1 Результаты тестирования.

10.2.2.2 Выводы.

10.2.3. Проведение полигонных испытаний аппаратуры, реализующей алгоритм АРМ.

10.2.3.1 Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка алгоритма управления мощностью реактора ВВЭР-1000, обеспечивающего возможность работы энергоблока АЭС в режиме регулирования нагрузки»

Необходимость работы АЭС с ВВЭР в режиме регулирования нагрузки (в маневренном режиме) обуславливается требованиями со стороны энергосистем, а именно: требованиями инозаказчиков (АЭС в Иране, Индии и

Китае); требованиями отечественных потребителей (РАО ЕЭС); требованиями европейских эксплуатирующих организаций

EUR).

Вместе с тем, отсутствие опыта эксплуатации отечественных АЭС с ВВЭР-1000 в указанных режимах усложняет разработку алгоритмов управления энергоблоком.

Управление мощностью энергоблока отечественных АЭС с ВВЭР-1000, эксплуатирующихся в базовом режиме несения нагрузки, осуществляется по статической программе поддержания постоянного давления пара во втором контуре. Управление мощностью энергоблока на зарубежных АЭС, рассчитанных на работу в режимах следования за нагрузкой, осуществляется по комбинированной статической программе регулирования - на уровне мощности до 60-70% Nhom. поддерживается постоянное давление пара во втором контуре (Р2 =Const), в диапазоне мощности 60%(70%) - 100% Nhom. - средняя температура теплоносителя (Тср.= Const). Преимуществом программы Тср.= Const является минимизация изменения объема теплоносителя в режимах с изменением мощности и использование свойств саморегулирования реактора в полном объеме, что в конечном счете, улучшает условия работы твэл активной зоны (повышает безопасность) за счет снижения скачков локальных тепловых нагрузок, вызванных перемещением органов регулирования системы управления и защиты. Минимизация изменения объема теплоносителя приводит к снижению жидких радиоактивных отходов и к улучшению условий работы патрубков систем, граничащих с системой теплоносителя. Недостатком программы Тер.= Const является необходимость снижения давления пара во втором контуре в стационарном состоянии на уровнях мощности 60(70%) — 100% Nhom, что приводит к снижению коэффициента полезного действия паротурбинной установки и АЭС в целом. При регулировании по программе Р2 =Const минимизация изменения объема теплоносителя в режимах с изменением мощности частично достигается за счет применения системы регулирования уровня в компенсаторе объема, поддерживающей заданный уровень как линейную функцию средней температуры теплоносителя.

Следует отметить, что особенность АЭС с ВВЭР, как объекта регулирования характеризуется следующими факторами:

1. Зависимость динамических характеристик от периода кампании активной зоны. Так различие коэффициентов реактивности по плотности теплоносителя для начала и конца кампании составляет значение до 400%, коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя - до 400%, коэффициентов реактивности по температуре топлива - до 5%.

2. Зависимость эффективности исполнительных механизмов — органов регулирования системы управления и защиты ( ОР СУЗ) реактора от положения ОР СУЗ в активной зоне и от периода кампании активной зоны.

3. Зависимость динамических характеристик от величины возмущения и исходного состояния перед нанесением возмущения.

4. Наличие технологических ограничений на изменение таких параметров, как давление пара, мощность реактора, давление над активной зоной и др.

Традиционный подход теории автоматического управления к определению параметров настроек систем автоматического регулирования предполагает применение частотных критериев устойчивости (например, частотный критерий устойчивости Найквиста). Однако, существенным недостатком этого подхода является предположение о линейности объекта управления. АЭС является объектом управления с четко выраженными характеристиками нелинейности - динамические характеристики АЭС изменяются в зависимости от различных факторов, в том числе, от величины возмущения.

В диссертации основным аспектом является разработка и выбор алгоритма регулирования мощности реактора, реализующего совместно с системой управления турбиной функцию регулирования мощности энергоблока в соответствии с требованиями энергосистемы. Разработка и выбор алгоритма осуществляется с целью реализации преимуществ статических программ регулирования Тер.= Const и Р2 =Const на основе результатов анализа тенденций изменения динамических характеристик объекта управления в зависимости от величины и вида возмущения для различных уровней мощности и на основе результатов сравнительного анализа алгоритмов автоматического регулятора мощности реактора 1,2 блоков Ровенской АЭС и автоматического регулятора мощности реактора, разрабатываемого в рамках данной работы и внедряемого на энергоблоках №1,2 АЭС «Тяньвань» в Китае, АЭС «Куданкулам» в Индии, 3-го блока Калининской АЭС. Следует отметить, что такие традиционные критерии качества работы систем управления, как линейный интегральный критерий, квадратичный интегральный критерий не применяются при решении данной специфической задачи. При разработке алгоритма управления мощностью реактора в режимах следования за нагрузкой ограничивающим условием является минимизация перемещения ОР СУЗ. В формализованном виде данное условие выглядит следующим образом:

Нуст. - H(t)] * dH(t)/dt > 0, для [dNTr(t,)/dt] * [dNTr(t2)/dt] > О, где H(t) - положение органов регулирования системы управления и защиты от низа активной зоны,

Нуст. — положение органов регулирования системы управления и защиты в конце процесса регулирования (стабилизация давления пара во втором контуре на заданном уровне), т - мощность турбины, t - время ( может принимать значения от «О» - начало переходного процесса, до «t*» - окончание процесса регулирования).

Критерием качества системы управления при выполнении ограничивающего условия является:

1. Для режимов с уменьшением мощности турбогенератора: min (NpeaK.- NTr+ К7), NpcaK- мощность реактора, К7- коэффициент (см. описание к рис. 9.2);

2. Для режимов при постоянной мощности турбогенератора и наличии отклонения давления пара от заданного значения и для режимов с увеличением мощности турбогенератора:

Min (S(t)+ 1ЛИН), где S(t)- перемещение ОР СУЗ от времени, I,1HH=Jh(t)dt линейный интегральный критерий.

Выбор данных критериев основан, прежде всего, на том, что условия работы твэл в режимах следования за нагрузкой (которые характеризуются многократной цикличностью) определяются степенью изменения локального теплового потока /1/. При минимизации изменения локального теплового потока условия работы твэл улучшаются. В работе показано, что изменение положения ОР СУЗ на 30% может вызывать изменение локального теплового потока более, чем в 2,4 раза, при этом, интегральная мощность реактора меняется на величину около 10%. Минимизация перемещения ОР СУЗ достигается за счет использования свойства саморегулирования реактора, в основе которого лежит отрицательный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя. То есть, для приведения мощности реактора в соответствие с мощностью турбогенератора одна часть реактивности вводится за счет перемещения ОР СУЗ, другая - за счет изменения температуры теплоносителя, вызванной различием текущего значения давления пара от номинального значения.

Расчетно-аналитические работы по исследованию процессов, протекающих в оборудовании АЭС в режимах с изменением электрической нагрузки, проводились с использованием математической модели энергоблока АЭС, реализованной на базе системного теплогидравлического кода ATHLET (Analysis of Thermal Hydraulic, LEaks and Transients). В работе приводятся результаты верификационных расчетов по результатам динамических испытаний на действующих АЭС с ВВЭР-1000.

Заключение диссертации по теме «Автоматизация и управление технологическими процессами и производствами (по отраслям)», Подшибякин, Михаил Александрович

10.2.3.1 Выводы.

Анализ результатов моделирования показал, что аппаратура совместно с интегрированным программным обеспечением реализует требуемый алгоритм АРМ (раздел 9.2) в соответствии с требованиями (раздел 9.1).

Следует отметить, что на участке со снижением нагрузки турбины, который сопровождался резким увеличением давления пара наблюдалось отклонение «времени модели» от реального времени. Но, поскольку, алгоритм АРМ в режимах со снижением нагрузки и отклонением мощности реактора от мощности турбины более 10% представляет собой позиционный алгоритм (элементы динамического преобразования «выключены»), то отклонение от реального времени в данном случае не приводит к ошибкам в оценках результатов испытаний аппаратуры и интегрированного программного обеспечения.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ.

В результате выполненной работы решаются следующие актуальные задачи, вызванные наличием требований заказчиков по работе АЭС в режимах следования за нагрузкой - в маневренных режимах:

- исследуются динамические характеристики реакторной установки, как технологического объекта управления, по каналам «положение исполнительного механизма - мощность реактора», «положение исполнительного механизма - давление пара», «расход пара на турбину - мощность реактора» для различных периодов кампании активной зоны и для исходных состояний 50%Nhom., 100%Nhom.;

- исследуются статические программы регулирования мощности - программа поддержания постоянного давления пара (P2=Const), программа поддержания постоянной средней температуры теплоносителя (Tcp.iK=Const);

- формулируется критерий качества регулирования мощности реактора при работе энергоблока АЭС в режимах следования за нагрузкой.

Основным направлением работы являлась разработка и обоснование, начиная с этапа постановки задач до проведения полигонных испытаний аппаратуры, алгоритма управления мощностью реактора при поддержании постоянного давления пара. Алгоритм формирует управляющий сигнал на органы регулирования системы управления и защиты реактора с учетом свойств саморегулирования реактора и характеристик реакторной установки, что улучшает условия работы твэл за счет снижения изменений локальной тепловой нагрузки.

Научная новизна работы состоит в том, что:

• проведено детальное исследование динамических характеристик реакторной установки с ВВЭР-1000 при работе АЭС в режимах следования за нагрузкой;

• продемонстрирован подход к поиску и обоснованию критериев качества системы управления, отличных от традиционных интегральных критериев - квадратичного и линейного. Критерии качества системы управления определяются в зависимости от возмущающего воздействия, направленные на улучшение условий работы твэл при одновременном не превышении технологических ограничений и работе по статической программе поддержания постоянного давления пара;

• продемонстрирован подход к разработке алгоритма управления мощность реактора, основанный на классификации возмущений с точки зрения возможности принятия допущений о линейных характеристиках технологического объекта управления для определенных возмущений (классификация возмущений по величине и направлению). Данный подход позволяет реализовывать алгоритмы управления как совокупность традиционных типовых алгоритмов (пропорционально-интегрально-дифференциальный) и релейных (позиционных) алгоритмов, что, в свою очередь, позволяет сохранять постоянными параметры настроек, независимо от исходного состояния, величины и вида возмущений;

• разработан алгоритм управления мощностью реактора в режимах следования за нагрузкой, сочетающий в себе преимущества программы регулирования P2=Const и Tcp.iK.=Const в диапазоне мощности 10%Nhom. — 100 % Nhom. и обеспечивающий поддержание постоянного давления пара за счет: а) перемещения органов регулирования СУЗ; б) использования свойств саморегулирования реактора.

• показана возможность использования расчетных системных теплогидравлических кодов «улучшенной оценки» для тестирования аппаратуры АСУТП при проведении полигонных испытаний. В качестве кода улучшенной оценки использован код ATHLET.

Практическая значимость и внедрение результатов работы определяются следующим:

• алгоритм управления мощностью реактора реализован в поставляемых на АЭС «Тяньвань» (Китай) технических средствах АСУ ТП, внедрен в технический проект РУ АЭС «Куданкулам» (Индия), внедряется на 3 блоке Калининской АЭС;

• проведена доработка и адаптация математической модели объекта управления на базе кода ATHLET с целью тестирования как программного обеспечения технических средств АСУТП, так и полного комплекса, включающего аппаратуру и программное обеспечение.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Подшибякин, Михаил Александрович, 2003 год

1. Beraha D., Voggenberger Т. Fundamentals and Main Features of the German NPA Project ATLAS // Proceeding of the Earsten Multiconference on Simulators VI. 28-31 May 1989 Tampa, USA, 1989-Pg. 9-21

2. Трунов Н.Б., Логвинов C.A., Драгунов Ю.Г.

3. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001 г.-316с.

4. М.А.Подшибякин, Н.П.Коноплев, Д.Г. Чураков и др.

5. Методика и результаты тестирования программного обеспечения АСУТП АЭС с ВВЭР // Материалы 2-й Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 19-23 ноября 2001 г. Подольск, 2001 г.-С. 125-134

6. Ротач В.Я. Теория автоматического управления теплоэнергетическими процессами. М.: Энергоатомиздат, 1985 г.- 296 с.

7. Иванов В.А Регулирование энергоблоков. -JL: Машиностроение, Ленингр. отделение, 1982 г. 311 с.

8. Ротач В.Я. Расчет динамики промышленных автоматических систем регулирования М.: Энергия, 1973 г.-440 с.

9. Стефани Е.П. Основы расчета настройки регуляторов теплоэнергетических процессов М: Госэнергоиздат, 1960 г. -328 с.

10. Шальман М.П., Плютинский В.И. Контроль и управление на атомных электростанциях М: Энергия, 1979 г.- 272 с.

11. Подшибякин М.А., Ротач В.Я. Исследование динамических характеристик энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 в режимах следования за нагрузкой // Теплоэнергетика 2003 г. -№913. Подшибякин М.А., Коноплев Н.П. Модель энергоблока АС с

12. ВВЭР, цели и пути создания // Семинар секции динамики МАЭ РФ 5-9 июня 1995 г.: Тез. докл. Гатчина, Петербургский институт ядерной физики (ПИЯФ) - 1995 г. С. 27-28.

13. Podshibiakin М.А., Konoplev N.P., Ryzhov S.B. Some aspects of RP with VVER-1000 control in load-follow mode // The 13th Pasific Basin Nuclear Conference. Abstarcts. 21-25 October 2002 -Shenzhen, China, 2002 Pg. 257

14. Приймак C.B., Алексеев C.B., Олейников П.П. и др. Динамическая погрешность измерения температуры теплоносителя ВВЭР // Атомная энергия 2003г. - Том 94, Вып. 3-С. 191-195.

15. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головин И.С. и др.

16. Проблемы создания твэлов АЭС с ВВЭР-1000 для работы в условиях маневренных АЭС и повышенного выгорания // Атомная энергия 1988г. - Том 64, Вып. 40 - С. 258 - 266.

17. Агеев А.Г., Васильева Р.В., Дмитриев А.И. и др. Исследование гидродинамики парогенератора ПГВ-1000 // Электрические станции 1987 г. - №6 - С. 19-23.

18. Беляев Г.Б., Кузищин В.Ф., Смирнов Н.И. Технические средства автоматизации в теплоэнергетике М.: Энергоиздат, 1982 г.-320 с.

19. Преображенский В.П. Теплотехнические измерения и приборы.- М.: Энергия, 1978 г. 704 с.

20. Плетнев Г.П. Автоматическое регулирование и защита теплоэнергетических установок электрических станций. Изд. 2-е. М.: Энергия, 1976 г. - 424 с.

21. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский А.С., Осадчий А.И. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность. -М.: Энергоатомиздат, 1990г.- 293 с.

22. Филимонов П.Е. Управление энергораспределением ВВЭР с помощью офсет-офсетной диаграммы. // Атомная Энергия, т.73, вып.З сентябрь 1992г.

23. Аверьянова С.П. и др. Контроль локальной линейной мощности твэлов в активной зоне ВВЭР-1000 с помощью офсет-мощностной диаграммы. // Атомная Энергия, т.93., вып.1., -2002г.

24. Филимонов П.Е., Аверьянова С.П. Поддержание равновесного офсета — эффективный способ подавления ксеноновыхколебаний в ВВЭР-1000. // Атомная Энергия, т.90., вып.З., -2001г.

25. Овчинников Ф.Я., Голубев Л.И., Добрынин В.Д.

26. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. М.: Атомиздат,1977. 280 с.

27. Филимонов П.Е., Аверьянова С.П., Олейник С.Г., Климов С.П., Депенчук А.А. Испытания маневренности ВВЭР-1000 на 5-ом блоке Запорожской АЭС. // Атомная энергия, т.85, вып. 5 -1998.- с. 364-367.

28. Трунов Н.Б., Логвинов С.А., Драгунов Ю.Г.

29. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР.-М.: Энергоатомиздат,2001. 316 с.

30. Бронштейн И.Н., Семендяев К.А. Справочник по математике. -М.: ГИТТЛ, 1957.- 608 с.

31. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. М.: «Машиностроение», 1975.- 559 с.

32. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. М.: Энергия, 1977.-343 с.

33. Parry A., Meyer J. Expertise in Digital I&C Systems. // The 13th Pasific Basin Nuclear Conference. Abstarcts. 21-25 October 2002 -Shenzhen, China, 2002 Pg. 253

34. Александров A.A., Григорьев Б.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М: Издательство МЭИ, 1999. -168 с.

35. Руководящий документ по стандартизации РД 50-34.698-90. Автоматизированные системы. Требования к содержанию документов. М: Издательство стандартов, 1990. 38 с.

36. Голянд Л.Н. Анализ и синтез систем управления энергоблока среактором ВВЭР. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Динамика ядерных энергетических установок. Выпуск 1: Реакторные установки с ВВЭР 1971., С. 91 - 100.

37. Руководство МАГАТЭ по безопасности № 50-SG-03. Эксплуатационные пределы и условия на атомных электростанциях. Вена, 1980 38 с.

38. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). М.: Энергоатомиздат, 1990.- 34 с.

39. Гущина JI.B., Майзлин Г.С., Модин В.Н. Система автоматического управления мощности энергоблоков АЭС с реактором ВВЭР-440 // Сборник научных трудов ВТИ. Автоматическое управление мощностью ТЭС и АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1990.- 201 с.

40. Safety guide. Software for computer based systems important to safety in nuclear power plants. NS-G-l.l. Vienna, Austria, IAEA. 2000.- 97 pg.

41. Safety guide. Instrumentation and control systems important to safety in nuclear power plants. NS-G-1.3. Vienna, Austria, IAEA. 2002.- 991. Pg

42. Белецкий Я. Энциклопедия языка СИ. М: Мир, 1992.- 687 с.

43. Бартеньев О.В. FORTRAN для студентов. М: Диалог-МИФИ, 1999.-397 с.

44. Lerchl G., Austregesilo Н. ATHLET Mod 1.1 Cycle С. User's Manual. GRS mbH, 1995. 312 pg.

45. Austregesilo H., Deitenbeck H. ATHLET Mod 1.1 Cycle C. Programmer's Manual. GRS mbH, 1995. 302 pg.

46. Materials of Fourth International Seminar on Horizontal Steam Generators. LTKK,VTT,IVO. Lappeenranta, Finland, 1997 285 pg.