СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКОЙ

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной энергетической установкой (ЯЭУ) с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки.

Использование атомных электростанций (АЭС) в покрытии графиков нагрузки энергосистемы приводит к качественному изменению требований, накладываемых на систему управления основными теплотехническими параметрами. Даже при работе АЭС в базовом режиме для энергоблоков большой мощности возникают проблемы при отработке внутренних и внешних возмущений системой управления, состоящей из отдельных локальных регуляторов. Перевод же реактора в режим следования за нагрузкой заметным образом меняет условия работы конструкционных элементов, узлов и систем реакторной установки.

Наиболее жесткие требования при маневренном режиме работы предъявляются к подсистеме управления мощностью и энергораспределением в активной зоне реактора. Отклонение поля энерговыделения от равновесной формы, а значит, и изменение линейной мощности твэлов должно быть минимальным, поскольку в маневренном режиме оно имеет циклический характер и может привести при определенных условиях к преждевременному выходу из строя тепловыделяющих сборок.

Одной из основных величин, характеризующих нейтронное поле и, следовательно, энерговыделение в активной зоне реактора является аксиальный офсет, являющийся мерой изменения аксиального энергораспределения. Аксиальный офсет (в процентах) определяется как разность мощностей верхней и нижней половин активной зоны, отнесенная к ее полной мощности. Выбор аксиального офсета как характеристики нейтронного поля обоснован тем, что его первая гармоника вносит основной вклад в распределение энерговыделения в активной зоне реактора. Поэтому поведение аксиального офсета в переходных режимах во многом характеризует энергораспределение, и, управляя аксиальным офсетом, можно достаточно эффективно управлять нейтронным полем.

При следовании за нагрузкой всякий раз, когда в результате изменения мощности и движения стержней возникает опасность, что аксиальный офсет мощности выйдет за допустимые пределы, оператор должен вынудить стержни занять положение, при котором офсет имеет приемлемую величину.

Известен способ управления ЯЭУ, заключающийся в перемещении стержней регулирования при изменении мощности реактора или внешней нагрузки с поддержанием при этом оптимального аксиального офсета (патент US N 4222822, МПК G 21 С 7/00, опубл. 16.09.80). Данный известный способ предусматривает также борную систему регулирования.

Наиболее близким к заявленному является способ управления ЯЭУ с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки, заключающийся в отслеживании указанных изменений системой регулирования турбины, установку требуемой в соответствии с указанными изменениями мощности турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину, последующее изменение мощности реактора путем перемещения органов регулирования в соответствии с указанными изменениями с поддержанием при этом оптимального аксиального офсета в активной зоне реактора (см. заявку GB N 2122409, МПК G 21 С 7/00, опубл. 1984). Кроме того, данный известный способ предусматривает возможность установки требуемой мощности турбины вручную оператором или автоматически внешней управляющей системой, а также борное регулирование мощности реактора. Данный известный способ выбран в качестве прототипа.

Недостатком вышеописанных известных способов является использование системы борного регулирования мощности ядерного реактора, поскольку быстродействие этой системы невелико и ухудшается по мере уменьшения концентрации бора в течение кампании реактора, что может привести к значительным колебаниям мощности в активной зоне реактора при изменении мощности энергоблока.

Сущность изобретения.

Задачей, на решение которой направлено настоящее изобретение, является оперативное управление ядерной энергетической установкой и регулирование поля энерговыделения активной зоны ядерного реактора в соответствии с изменением мощности реактора или внешней нагрузки при одновременном повышении надежности эксплуатации реактора.

Технический результат, достигаемый при реализации данного изобретения, заключается в улучшении условий эксплуатации реактора за счет уменьшения возможности возникновения условий, вызывающих колебания мощности в активной зоне реактора при изменении мощности энергоблока, в частности, в поддержании исходного значения аксиального офсета с точностью 2,5% офсета, при исключении использования системы борного регулирования.

Указанный технический результат достигается за счет использования способа управления ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки, включающего отслеживание указанных изменений системой регулирования турбины, установку требуемой в соответствии с указанными изменениями мощности турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину, последующее изменение мощности реактора путем перемещения органов регулирования в соответствии с указанными изменениями с поддержанием при этом оптимального аксиального офсета в активной зоне реактора, причем установка требуемой мощности турбины осуществляется вручную оператором или автоматически внешней управляющей системой, при этом поддержание исходного значения аксиального офсета осуществляют при помощи движения групп органов регулирования в последовательности, определяемой регламентом эксплуатации, каждая из которых может быть разбита на несколько подгрупп, число и количество органов регулирования в которых определяют заранее исходя из коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и момента кампании реактора, дополнительно осуществляют контроль за величиной, характеризующей рассогласование между действительными мощностью реактора и мощностью турбины, причем поддержание в заданных пределах указанной величины рассогласования, поддержание исходного значения аксиального офсета и изменение мощности реактора осуществляют путем изменения глубины погружения и взаимного положения указанных групп и подгрупп стержней, при этом при изменении мощности реактора ограничивают верхнее значение давления пара в главном паровом коллекторе величиной, равной значению открытия редукционного клапана, расположенного в главном паровом коллекторе.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.

Способ осуществляется следующим образом.

При необходимости изменения мощности реактора оператор переводит автоматический регулятор мощности в стерегущий режим работы и отключает групповое регулирование органов регулирования рабочей группы. Затем вручную оператором или автоматически внешней управляющей системой осуществляется установка требуемой мощности турбины при помощи регулирующего клапана, изменяющего расход пара на турбину. Изменение расхода пара на турбину приводит к изменению температуры теплоносителя на входе в реактор, и, следовательно, в силу отрицательного температурного коэффициента реактивности, к изменению мощности реактора и офсета в активной зоне. Дальнейшее управление осуществляет оператор по совету внешней управляющей системы или сама эта система. Поддержание исходного значения аксиального офсета осуществляется с помощью перемещения нескольких органов регулирования (первая группа) из рабочей группы органов регулирования. После начала перемещения органов регулирования дополнительно осуществляют контроль за величиной, характеризующей рассогласование между действительными мощностью реактора и мощностью турбины. В процессе движения первой группы органов регулирования оптимальный аксиальный офсет может дополнительно поддерживаться с помощью изменения положения оставшихся органов регулирования рабочей группы. Число групп и подгрупп (на которые при необходимости могут быть разбиты группы) и количество органов регулирования в каждой из них определяют заранее исходя из коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и момента кампании реактора. При достижении первой группой органов регулирования определенного положения, определяемого системой контроля и управления на основании прогнозных модельных расчетов, начинается перемещение второй группы органов регулирования рабочей группы. При достижении второй группой определенного положения, рассчитываемого аналогично, начинается перемещение следующей группы и т.д. Общая последовательность перемещения групп и подгрупп органов регулирования определяется регламентом эксплуатации. Поддержание заданной величины рассогласования между действительными мощностью реактора и мощностью турбины осуществляют путем изменения глубины погружения указанных групп и подгрупп органов регулирования. При нахождении величины рассогласования мощностей в допустимых пределах и в случае необходимости офсет поддерживают за счет взаимного перемещения групп и подгрупп органов регулирования в противоположных направлениях. Таким образом, регулирование трех параметров: изменение мощности реактора, поддержание в заданных пределах указанной величины рассогласования мощностей и поддержание исходного аксиального офсета осуществляют путем изменения глубины погружения и взаимного положения указанных групп и подгрупп стержней. При этом одновременно ограничивают верхнее значение давления пара в главном паровом коллекторе величиной, равной значению открытия редукционного клапана, расположенного в главном паровом коллекторе.

Отличие данного способа управления ЯЭУ от известных способов управления заключается в следующем:
- не поддерживается средняя температура теплоносителя в реакторе;
- не используется система борного регулирования;
- движение органов регулирования осуществляется в последовательности, определяемой регламентом эксплуатации (штатная последовательность движения групп и подгрупп органов регулирования), а не выделяется специальная группа органов регулирования.

Проведенные расчетные исследования по аттестованным программам, настроенным на реальные энергоблоки АЭС, показали, что заявленный способ регулирования ЯЭУ значительно уменьшает возможность возникновения условий, вызывающих колебания мощности в активной зоне ядерного реактора при изменении мощности энергоблока.