Стартовая >> Архив >> Генерация >> Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС

Автоматическое регулирование энергоблоков - Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС

Оглавление
Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС
Автоматизированные системы управления АЭС
Функции и подсистемы АСУ ТП
Режимы работы блоков АЭС
Режимы работы блоков при выдаче электроэнергии в сеть
Управляемые и управляющие величины энергоблока
Характеристики автоматизированных систем управления
Методы исследования динамики ядерных энергетических установок
Системы управления и защиты энергетических реакторов
Надежность СУЗ
Контроль нейтронного потока в реакторе
Управление мощностью ядерного энергетического реактора
Электромеханические приводы исполнительных органов реактора
Автоматические системы регулирования мощности реактора
Дублирование и резервирование систем управления мощностью
Электронные устройства управления мощностью
Устройства управления реактором
Требования к аварийной защите реактора
Надежность систем аварийной защиты реактора
Организация защит в различных режимах
Аппаратура системы защиты реактора
Устройства, обеспечивающие разгрузку реактора при отказах
Автоматическое регулирование агрегатов АЭС
Регулирование уровня в корпусах реакторов, барабанах-сепараторах и парогенераторах барабанного типа
Регулирование прямоточных парогенераторов
Регулирование частоты вращения турбогенераторов
Регулирование давления пара с помощью редукционных установок
Регулирование параметров установок питательного тракта
Регулирование параметров компенсаторов объема реакторов ВВЭР
Автоматическое регулирование энергоблоков
Регулирование энергоблоков с водо-водяными реакторами ВВЭР
Регулирование энергоблоков с корпусными реакторами, охлаждаемыми кипящей водой
Регулирование энергоблоков с реакторами канального типа, охлаждаемыми кипящей водой
Регулирование энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах
Регулирование энергоблоков с газографитовыми реакторами
Обеспечение безопасности и надежности АЭС
Общие требования к технологическим защитам
Технологические защиты теплоэнергетического оборудования энергоблока
Системы локализации аварий
Характеристика схем управления технологическим оборудованием АЭС
Командные аппараты вторичной коммутации
Электрические схемы управления двигателями механизмов собственных нужд
Электрические схемы управления запорными органами
Функционально-групповое управление
Управляющие вычислительные машины в АСУ ТП АЭС
Функции управляющих вычислительных комплексов в АСУ ТП
Представление информации в УВК
Технические средства управляющих вычислительных комплексов
Общее программное обеспечение УВМ
Технологическое программное обеспечение
Структура вычислительных комплексов
Электрооборудование систем контроля и управления ЯЭУ
Организация электрического питания
Электроснабжение СУЗ
Устройства и агрегаты электроснабжения собственных нужд
Контроль систем питания и автоматический ввод резерва
Эксплуатация систем контроля и управления ЯЭУ
Эксплуатация СУЗ
Эксплуатация АСР теплотехнических параметров, систем контроля и управления
Ремонт устройств систем контроля и управления ЯЭУ
Техника безопасности при проведении ремонтных работ

ГЛАВА ДЕВЯТАЯ
АВТОМАТИЧЕСКОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ ЭНЕРГОБЛОКОВ

    1. СТАТИЧЕСКИЕ ПРОГРАММЫ ИЗМЕНЕНИЯ РЕГУЛИРУЕМЫХ ПАРАМЕТРОВ ЭНЕРГОБЛОКА

Статической программой изменения параметров называется желаемая зависимость основных параметров установки (расхода, температуры, давления) от ее мощности в установившихся режимах. Выбор программы производится на основании анализа физических, конструктивный, технико-экономических особенностей установки, режимов ее работы в энергосистеме и других факторов. Особенное значение эта задача приобретает для блоков атомных электростанций из-за их сложной, часто многоконтурной технологической схемы и большого количества взаимосвязанных параметров.
Еще раз подчеркнем, что понятие «программа» относится к установившемуся режиму работы блока. В реальных переходных режимах значения параметров могут отклоняться от характеристик, задаваемых программой

Рис 9. 1. Программы изменения температур на входе и выходе реактора. а — при постоянном расходе теплоносителя, б —
при переменном расходе теплоносителя,------ —
программа с постоянной температурой теплоносителя на выходе,           программа с постоянной температурой теплоносителя на входе,  —         программа с переменными температурами теплоносителя на входе н выходе.                  компромиссная программа
Главное условие, которому должна удовлетворять статическая программа атомного энергоблока,— физическая реализуемость, т. е. программа должна быть такой, чтобы при выбранных значениях основных параметров соответствующее количество теплоты могло отводиться от реактора, передаваться от одного теплоносителя к другому и т. д. Например, тепловая мощность, отводимая однофазным теплоносителем от реактора, может быть вычислена по уравнению
(9.1)
где G — расход теплоносителя; tBX — температура теплоносителя на входе и выходе реактора соответственно; ср — средняя теплоемкость теплоносителя в интервале температур (tвх, tвых).
В атомной энергетике приняты схемы как с постоянным (не зависящим от мощности), так и с переменным (зависящим от мощности) расходом теплоносителя. Практически все современные водо-водяные реакторы имеют постоянный расход теплоносителя, реакторы с газовым охлаждением — переменный; реакторы с жидкометаллическими теплоносителями строятся как с постоянным, так и с переменным расходом.
Если принять cp(tBx, tвых) =const {что с достаточной для наших целей точностью выполняется практически для всех применяемых в атомной энергетике теплоносителей), то уравнение (9.1) показывает, что у реактора с постоянным расходом теплоносителя перепад температур на зоне tВых—tвх является линейной функцией мощности. Таким образом, при выбранном законе изменения входной температуры от мощности tвх (N) температура tвых (N) определяется однозначно и не может задаваться произвольно; аналогично выбор tВых (N) однозначно определяет tBX (N). В то же время уравнение (9. 1) определяет только разность tВых—tBX, для полного определения хода температур требуется привлечение дополнительных соображений. На рис. 9.1,а показаны зависимости tBX(N) и tBsN) для реактора с постоянным расходом теплоносителя при различных законах изменения tBX и tBЫх. Для удобства сравнения принято, что при номинальной нагрузке (N/NH= 1) значения температур tBX и tВых Для всех анализируемых программ совпадают. В зависимости от технологических особенностей блоке могут быть выбраны программы с постоянной температурой теплоносителя на выходе реактора (tВых= =const), с постоянной температурой на входе (tBx=const), а также программы, в которых меняется как входная, так и выходная температура Могут оказаться целесообразными компромиссные программы, в которых в одном диапазоне, например, сохраняется tBx=const, а в другом tBыx=const.
При переменном расходе теплоносителя обычно принимается, что
(9.2)
т. е. относительный расход теплоносителя примерно пропорционален мощности. В этом случае, как следует ИЗ (9.1), tвых—tвx=const и перепад температур на зоне постоянный. При этом закон tвых(N) или tвx(N) по-прежнему может выбираться произвольным. Примеры зависимостей t(N) для G/Gн=N/Nн показаны на рис. 9.1, б.
На выбор программы также накладываются ограничения, вытекающие из законов теплопередачи. Например, температура теплоносителя на выходе из парогенераторов реактора ВВЭР-440, одновременно являющаяся температурой входа в реактор tBX, однозначно определяется температурой насыщения пара второго контура парогенератора t2 и передаваемой мощностью, причем эта зависимость приближенно может быть выражена как
(9.3)
где N, Nн — текущая и номинальная мощность; tн — разность tBX—t2 в номинальном режиме.
Таким образом, для трех температур (tВх, tвых и t2) мы имеем два уравнения (9.1) и (9. 3), поэтому только одна из этих температур может быть выбрана произвольно, а две другие однозначно устанавливаются указанными уравнениями.
Учет приведенных выше соображений, обусловливающих физическую реализуемость программы, необходим, но еще далеко недостаточен для ее построения, Ограничимся здесь лишь указанием на основные технико-экономические факторы, которые должны учитываться при таких сопоставлениях, тем более что эти вопросы обычно подробно рассматриваются при проектировании основного оборудования блока.
От выбора программы, в частности, зависит соотношение между капитальной и топливной составляющими себестоимости электроэнергии. Например, если при снижении мощности блока температура перегретого пара перед турбиной снижается, то это приводит, очевидно, к ухудшению термического КПД и повышению топливной составляющей. Установка специальных систем для поддержания постоянства температуры может вызвать усложнение оборудования, а следовательно, увеличение капитальной составляющей При взаимном сравнении этих вариантов приходится учитывать не только абсолютную величину изменения стоимости, но и числа часов работы блока на сниженной мощности. Если блок в основном будет работать в номинальном режиме, очевидно, следует предпочесть вариант, не связанный с увеличением капитальных затрат, в противном случае может оказаться рентабельным удорожание оборудования.
Выбор программы также в значительной степени определяет мобильность блока. При переменном расходе изменение температуры в контуре, как правило, меньше, чем при постоянном (см. рис. 9.1,а и б), что способствует уменьшению температурных напряжений при изменении мощности блока, так как при одновременном изменении расхода и мощности можно добиться практического постоянства температур теплоносителя в этих режимах. Приведенные соображения особенно важны для реакторов, характеризующихся большим подогревом теплоносителя в активной зоне (около 200 °С), т. е. для реакторов с газовыми и жидкометаллическими теплоносителями. Поэтому для них обычно выбираются программы с переменным расходом.
На выбор программы влияют и физические особенности реактора. Например, большое изменение температуры теплоносителя (одновременно являющегося и замедлителем) в водо-водяных реакторах может привести к необходимости компенсации больших изменений реактивности, что усложнит систему управления и снизит безопасность эксплуатации реактора. Наконец, большую роль играют и чисто технические моменты. Так, на первых этапах развития атомной энергетики стремление использовать для водоводяных реакторов программы с постоянной средней температурой (а следовательно, и с постоянным объемом) теплоносителя первого
контура в значительной степени объяснялось недостаточной проработкой систем компенсации объема. Программа с повышающейся при уменьшении мощности температурой на входе в реактор (рис. 9.1,а) может быть отвергнута из-за неприспособленности ГЦН к работе при высокой температуре теплоносителя и т. д.
Реализация выбранной программы осуществляется путем воздействия оператора или системы управления на управляющие параметры установки.



 
« Автоматическое регулирование температуры пара промперегрева котлоагрегата ТГМП-344А   Анализ ошибок оперативного персонала в электрической части АЭС »
электрические сети