Основы автоматического управления ядерными космическими энергетическими установками
Под редакцией академика Б. Н. Петрова
Москва
Машиностроение - 1974
Основы автоматического управления ядерными космическими энергетическими установками. Под ред. акад. Б. Н. Петрова. М., «Машиностроение», 1974.
Книга является обобщением теоретических работ в области динамики космических энергетических установок (КЭУ) и управления ими.
В ней излагаются математический аппарат, методы и алгоритмы исследования динамики распределенных систем применительно к КЭУ.
Даны приближенные методы определения динамических характеристик теплообменных аппаратов и основных элементов установок. Рассмотрено управление на номинальном и пусковом режимах работы энергоустановок с непосредственным преобразованием ядерной энергии в электрическую, а также с машинным преобразованием энергии. Сформулирована постановка задачи оптимального управления и дан метод ее решения.
Книга предназначена для инженеров и научных работников, специализирующихся в области управления космическими энергетическими установками, а также может быть полезна преподавателям, аспирантам и студентам старших курсов втузов.
ПРЕДИСЛОВИЕ
Проблемы освоения космоса требуют создания бортовых источников энергии, способных весьма длительное время и надежно работать без вмешательства человека. Одним из возможных направлений в решении этой очень сложной задачи является использование ядерного горючего в ядерных энергетических установках (ЯЭУ). Таковы, например, установка SNAP-10A термоэлектрического типа (США), которая успешно прошла испытания в космосе, или установка «Топаз» термоэмиссионного типа (СССР) и др.
Перед разработчиками космических энергоустановок (КЭУ) стоит задача обеспечить прежде всего высокую надежность установки при малой ее массе в течение большого времени беспрерывной работы в условиях невесомости и высокой радиации. Невозможность вмешательства человека в работу установки на борту космического летательного аппарата заставляет применять развитую систему автоматического управления ее работой.
Вопросы теории и расчета процессов, происходящих в КЭУ, — кинетика реактора, тепловые процессы и процессы, протекающие в отдельных элементах установок, достаточно освещены в современной литературе. Значительно меньше опубликовано трудов по автоматическому управлению такими установками.
Авторы настоящей книги преследовали цель в какой-то степени восполнить этот пробел.
В своей основе книга посвящена теоретическим аспектам проблемы автоматического управления космическими энергоустановками различного типа и содержит математические разработки по динамике распределенных систем применительно к КЭУ как объектам управления; в ней также определяются системы, необходимые для автоматического управления ими.
В соответствии с указанным в гл. I приводятся основные сведения по КЭУ с машинным, термоэлектрическим и термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии в электрическую.
Поскольку основой процессов, происходящих в КЭУ, является теплообмен, то гл. II посвящена рассмотрению приближенных методов описания динамики теплообмена.
В гл. III рассматриваются возможные методы определения динамических характеристик отдельных элементов КЭУ с непосредственным преобразованием энергии.
В гл. IV и V излагаются возможные законы управления и динамика возможных систем регулирования при работе КЭУ на различных режимах, включая физический пуск, разогрев и номинальный режим.
Гл. VI посвящена вопросам динамики процессов в элементах КЭУ с машинным преобразованием энергии и в возможных системах автоматического управления такими установками.
В гл. VII освещаются некоторые методы оптимизации систем автоматического управления КЭУ, основанные на использовании принципа максимума Понтрягина.
Книга предназначена для инженеров, научных работников и специалистов, занимающихся разработкой систем автоматического управления рассматриваемых энергоустановок, но она с успехом может быть использована и инженерами, занимающимися системами управления стационарных ядерных установок, аспирантами, а также студентами соответствующих специальностей.
Введение и гл. II написаны А. А. Шевяковым, гл. I — И. М. Вишнепольским и Н. А. Винцевичем, гл. III — Т. С. Мартьяновой, гл. IV — В. В. Бугровским и А. Н. Душиным, гл. V — В. В. Бугровским, А. Н. Душиным, Г. М. Улановым и Т. С. Мартьяновой, гл. VI — В. А. Кармишиным, гл. VII — Б. Е. Чупруном.
Академик Б. Н. Петров
ВВЕДЕНИЕ
Освоение космического пространства, практически начатое в октябре 1957 г. запуском первого в мире искусственного спутника Земли, требует создания новых типов бортовых источников энергии. Они необходимы для питания аппаратуры космических аппаратов, обеспечивающей работу систем управления и стабилизации, устройств обработки информации и передачи ее на Землю, устройств автоматического контроля работоспособности всех частей аппарата, систем жизнеобеспечения, устройств управления специальными двигательными установками и многих других. Если на первых спутниках требовались энергоустановки относительно малых мощностей, то с усложнением задач, выполняемых в космосе, потребляемая мощность резко возросла и появились новые, более сложные типы космических энергетических установок.
В настоящее время является общепринятым, что достаточно мощные КЭУ должны использовать ядерную энергию и представлять собой устройства преобразования тепловой энергии, получаемой в ядерных реакторах, в электрическую. Для наиболее мощных КЭУ имеется в виду машинный способ преобразования, а для менее мощных — термоэлектрический или термоэмиссионный. Схемы таких КЭУ очень сложны, и поэтому без специальной системы автоматического управления они работать не могут. В связи с этим при создании любого типа КЭУ особое внимание уделяется разработке систем автоматического управления.
Требования к системам автоматического управления КЭУ весьма высокие, что обусловливает специфика их эксплуатации — беспрерывная работа в течение весьма длительного времени (порядка нескольких десятков месяцев) и без вмешательства человека; осуществление запуска и вывода установки на расчетный режим на орбите; резкие произвольные изменения нагрузки. Отсюда вытекает главное требование — надежность и безаварийность работы установки. Такие требования могут быть выполнены лишь с помощью весьма совершенной системы автоматического управления.
При создании такой системы разработчикам необходимо не только проводить теоретические исследования в области статики и, главным образом, динамики управления КЭУ, но и искать инженерно-конструкторские решения для конкретной аппаратуры. В настоящей работе рассматриваются вопросы, относящиеся лишь к методике теоретических исследований динамики управления.
С точки зрения динамики процессов особенностью КЭУ как объектов управления является наличие практически во всех их элементах процессов тепло обмена, достаточно точное математическое описание которых является основной задачей исследования. Как известно, такие процессы описываются уравнениями в частных производных наиболее общего вида, однако аналитическое решение их либо сопряжено с большими трудностями, либо вообще невозможно. В наиболее же простых случаях, когда оказывается возможным аналитическое решение таких уравнений, расчетные формулы получаются настолько сложными, что использовать их в инженерной практике при решении вопросов автоматического управления не представляется возможным.
Действительно, характерной особенностью почти всех типов теплообменных аппаратов является распределенность параметров. Поэтому аналитическое решение исходных дифференциальных уравнений в частных производных применительно к процессам динамики теплообмена приводит к выражениям, включающим функции Бесселя и Хенкеля. Именно эта особенность и затрудняет конкретное решение задач автоматического управления.
В связи с изложенным возникает необходимость приближенного описания процессов динамики теплообмена. Здесь возможно несколько путей. Во-первых, интегрирование исходных уравнений численными методами с помощью ЭВМ. В этом случае можно получить хотя и вполне достоверные, но только дискретные ответы. Так как для представления о поведении системы в достаточно широком диапазоне изменения параметров необходимо иметь много таких решений, этот метод не всегда удобен для практического использования. Во-вторых, используя некоторые методы теории приближения функций, точные аналитические решения исходных уравнений (если они могут быть получены) и решения дискретные, полученные с помощью ЭВМ, можно с заданным приближением описать процессы теплообмена обыкновенными дифференциальными уравнениями с запаздывающим аргументом. В этом случае вид полученных уравнений позволяет применить большой арсенал методов исследований систем регулирования, хорошо разработанных в теории автоматического управления. Наконец, имея экспериментальные характеристики объекта управления или отдельных его элементов и используя методы идентификации, также можно получить приближенное описание поведения объекта обыкновенными дифференциальными уравнениями.
Как показывает опыт, для большинства типов теплообменных аппаратов, работающих без фазового превращения теплоносителя, примененные в настоящей работе методы описания динамики происходящих в них процессов позволяют получить точность решения, вполне приемлемую для практических задач. Сложнее обстоит дело с теплообменными аппаратами, в которых происходит фазовое (агрегатное) превращение теплоносителя. Объяснить это можно относительно меньшим накопленным материалом по исследованию таких аппаратов.
Очень важно правильное описание кинетики ядерного реактора. Хотя эту задачу физики уже давно решили, однако в инженерном плане, с учетом того, что методикой расчета должны пользоваться инженеры-проектанты, она должна быть относительно простой и в то же время описывать процессы с достаточным для практики приближением. По существу этот вопрос сводится к точности описания нейтронного баланса реактора, т. е. к сравнению процессов, в результате которых нейтроны рождаются, с процессами, в результате которых они исчезают. Очевидно, что без учета конкретной схемы и конструкции реактора такая задача решена быть не может. Это одинаково относится к реакторам, работающим как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Поэтому важен учет, в частности, таких явлений, как температурные деформации реактора, которые могут привести к заметному изменению распределения плотности нейтронов.
Опыт показывает также, что приемлемое для инженерных целей математическое описание кинетики реакторов может быть различным для различных режимов работы КЭУ. Например, при описании процессов разгона установки, включающих фазы предпусковые и физического пуска реактора, необходимо учитывать все группы запаздывающих нейтронов, тогда как при описании процессов на режимах, близких к номинальным, можно учитывать одну «осредненную» группу запаздывающих нейтронов. Как показывают результаты, примененные в настоящей работе методы приближенного описания процессов, происходящих в реакторах, позволяют получить приемлемую для практических задач точность решения.
КЭУ, как рассматриваемые в работе, так и других типов должны удовлетворять многим, часто противоречивым, требованиям. Поэтому при создании таких установок и общей оценке их свойств целесообразно применение к ним принципов оптимального управления. Естественно, что для этого должны быть сформулированы общие критерии оптимальности, учитывающие если не все, то, по крайней мере, наиболее важные требования. К сожалению, пока еще не представляется возможным уверенно указать такие обобщенные критерии оптимальности. Как часть решения общей задачи в настоящей работе сделана попытка применения теории оптимального управления к КЭУ. Но, как и в ряде других задач, даже существенно менее сложных, чем рассматриваемые в настоящей работе, практическое приложение известных принципов оптимального управления затруднено сложностью и громоздкостью вычислений. Однако приводимые- здесь результаты хотя и являются частными по отношению к возможному общему критерию, они дают возможность понять ценность применения принципов оптимального управления.
Существенной особенностью процесса разработки и создания систем управления для любых ядерных установок, в том числе и для КЭУ, рассматриваемых в настоящей работе, являются крайне ограниченные- возможности экспериментирования с натурными объектами. Это приводит к необходимости проведения особенно детальных теоретических исследований главным образом в части определения достоверных динамических характеристик объекта управления. В первую очередь это относится к ядерному реактору. В связи с этим является важным учет возможных отклонений в исходных характеристиках элементов установки независимо от условий их возникновения.
Как видно из всего сказанного выше, главное- внимание в настоящей работе обращается на возможные методы и их особенности при теоретическом расчете динамики систем управления ядерных КЭУ.
