МИНИСТЕРСТВО НАУКИ И ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Кафедра ЭиАФУ Разработка релейно-импульсной САР мощности реактора РБМК Пояснительная записка к курсовому проекту по курсу «Управление ядерными энергетическими установками» Выполнил студент _________ Проверил ________ Оглавление Введение ................................................................................................................... 4 1 2 Описание водо-водяного энергетического реактора..................................... 5 1.1 Общие сведения о РБМК. .......................................................................... 5 1.2 Принципиальная схема РБМК. ................................................................. 6 Система управления и защиты ........................................................................ 8 2.1. Стержни СУЗ .................................................................................................. 11 3 2.3 Система автоматического управления мощностьюреактора РБМК ... 14 2.4 Внутризонная триаксиальная камера деления КТВ–17........................ 18 Классификация технологических переменных для объекта управления . 22 3.1 Выбор математической модели ОУ, расчет ее коэффициентов .......... 23 3.2 Динамические характеристики ионизационной камеры детектирования ................................................................................................... 25 3.3 Передаточная характеристика исполнительного механизма ............... 26 3.4 Передаточная характеристика задающего устройства ......................... 29 4 Синтез линейной системы автоматического регулирования (САР) .......... 30 5 Синтез цифровой САР с релейным элементом. .......................................... 31 6 Исследование переходных процессов вариантов линейной и цифровой САР с релейным элементом. ................................................................................ 32 7 Определение чувствительности системы к нестабильности параметров динамической модели ........................................................................................... 33 Заключение ............................................................................................................ 35 Список литератур .................................................................................................. 36 2 ЗАДАНИЕ на выполнение курсового проекта по курсу АСУ ЯЭУ 1 Тема курсового проекта: Разработка релейной системы автоматического регулирования мощности ядерной энергетической установки режим АРВ. 2. Срок сдачи студентом готовой работы 28.05.2021. 3.Исходные данные к работе: 3.1 Параметры реактора: Рст=20 кг H=700cм, ΔK=1E-3, l = 1E-4; No=10E14; Ktc= -2E-5; Ttc=0,6c 3.2. Требуемое качество регулирования нейтронной мощности: при ступенчатом воздействии 1-2% Nном не хуже σ≤10%; Tрег≤5с. 3.3. Исполнительный механизм ДПТ, Vmax=20мм/c. 3.4. Обеспечить реверс АР при БАЗ. 3.5. АКНП считать для ЭД-диапазона. 4. Содержание текстового документа 4.1. Описание системы управления мощностью реактора ВВЭР. 4.2. Классификация технологических переменных объекта управления. 4.3. Выбор математической модели объекта управления, расчет ее коэффициентов. 4.4. Разработка компьютерной модели объекта управления 4.5. Линеаризация математической модели. 4.6. Синтез линейной и релейной систем автоматического регулирования (САР) 4.7. Синтез релейно-импульсной САР 4.8. Исследование переходных процессов вариантов САР в сравнении с релейной. 4.9. Разработка функциональной схемы САР. 4.10. Определение чувствительности системы к нестабильности параметров динамической модели. 5. Перечень графического материала. 5.1. Функциональная схема САР. 5.2. Структурная схема САР. 5.3. Расчетные соотношения математической модели объекта управления. 5.4. Переходные процессы САР. Дата выдачи задания на выполнение курсового проекта Руководитель (подпись) ______________ (дата) Задание принял к исполнению (подпись) ______________(дата) 20.02.2020. ______________ ______________ /_______________/ 3 Введение Атомная электростанция (АЭС) – комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции. АЭС характеризуются повышенным уровнем безопасности. Это достигнуто внедрением новых «пассивных систем безопасности», которые способны функционировать без вмешательства операторов даже при полном обесточивании станции. Целью курсового проекта является разработка систему управления ядерным реактором на основе РБМК. 4 1 Описание водо-водяного энергетического реактора 1.1 Общие сведения о РБМК. Ядерный энергетический реактор РБМК является гетерогенным (ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны) канальным реактором на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя используется графит. Теплоноситель — кипящая легкая вода — циркулирует по вертикальным каналам, пронизывающим кладку активной зоны. Активная зона имеет форму вертикального цилиндра Она окружена боковым отражателем и торцевыми отражателями. В состав активной зоны входят твэлы, замедлитель, теплоноситель, технологические каналы, стержни — поглотители нейтронов (стержни управления). Рисунок 1 – активная зона РБМК. Ядерное топливо — тепловыделяющие сборки (ТВС) состоит из 18 стержневых твэлов, которые представляет собой трубку из циркониевого сплава, заполненную таблетками из двуокиси урана или 𝑈𝑂2 + 𝐸𝑟2 𝑂3 𝑐 обогощением по 235.𝑈 до 1.8– 2.8%. Внутренняя полость твэла при изготовлении заполняется смесью аргона и гелия и герметизируется электронно-лучевой сваркой. Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты (СУЗ) — изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами. Каналы системы 5 контроля и управления располагаются так же, как и технологические, в центральных отверстиях графитовых колонн кладки. Стержни СУЗ функционально разделены на группы, обеспечивающие радиальное регулирование поля энерговыделения. Стержни первых трех групп выводятся из активной зоны вверх, укороченные. стержни-поглотители четвертой группы выводятся вниз. В отличие от корпусных реакторов активная зона канального реактора представляет собой набор идентичных элементов (каналов), увеличением количества которых может быть создана зона практически любой необходимой мощности. Канальный принцип обеспечивает возможность получения весьма значительных единичных мощностей и повышения параметров теплоносителя (а значит, КПД), большую маневренность в эксплуатации и, гибкий топливный цикл реактора. Эта гибкость обусловлена возможностью перегрузки ядерного топлива на работающем реакторе без снижения мощности, хорошими нейтронно-физическими показателями и по канальным технологическим контролем. Главный недостаток — разветвленность и громоздкость контура циркуляции. [3]. 1.2 Принципиальная схема РБМК. Принцип работы. В результате деления ядер урана-235 вторичные быстрые нейтроны выходят из ТВЭЛов и попадают в графитовый замедлитель. Проходя по замедлителю, они теряют часть своей энергии и, уже являясь тепловыми, вновь попадают в ТВЭЛы и участвуют в дальнейшем процессе деления ядер урана-235. Энергия цепной ядерной реакции выделяется в виде кинетической энергии осколков деления, вторичных нейтронов, альфа- и бета-частиц, гамма-квантов и некоторых других элементарных частиц. В результате этого происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, в качестве которого используется вода, двигаясь в технологических каналах снизу вверх под давлением 70 атм, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит нагрев теплоносителя до 284С. Происходит частичное превращение теплоносителя в пар. Пароводяная смесь попадает по трубопроводам в сепаратор, который служит для отделения воды от пара. Насыщенный пар под давлением попадает на лопасти турбины, связанной с генератором электрического тока. Оставшийся пар направляется в технологический конденсатор, 6 конденсируется, смешивается с теплоносителем, поступающим из сепаратора, и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.[6] Рисунок 2 Принципиальная схема энергоблока: 1 - система контроля герметичности оболочек; 2 - сепараторы; 3 - канал СУЗ; 4 - технологический канал; 5 - реактор; 6 - бак аварийной питательной воды; 7 - барбатер; 8 аварийный питательный насос; 9 - технологические конденсаторы; 10 конденсатные насосы технологических конденсаторов; 11 - сепаратор перегреватель; 12 - турбогенератор; 13 - конденсатор; 14 - конденсатные насосы первого и второго подъема; 15 - подогреватели низкого давления (пять последовательно установленных); 16 - деаэратор; 17 - питательные электронасосы; 18 - баллоны системы аварийного охлаждения реактора; 19 доохладители; 20 - регенераторы; 21 - насосы расхолаживания; 22 - главный циркуляционный насос; 23 - конденсатор газового контура; 24 - компрессор; 25 - установка очистки гелия; 26 - газгольдер выдержки; 27 - мокрый газгольдер; 28 - вентиляционная труба; 29 - система контроля целостности технологических каналов; 30 - насосно-теплообменная установка СУЗ. (обратно к содержанию) 7 2 Система управления и защиты Для непрерывной работы реактора активная зона должна находиться в критическом состоянии. Следовательно, для работы реактора необходимо, чтобы активная зона имела избыточную реактивность для компенсации постепенного уменьшения количества делящегося материала в процессе выгорания, а также для компенсации изменения реактивности в связи с накоплением продуктов деления. Эту избыточную реактивность необходимо компенсировать все время, чтобы реактор находился в критическом состоянии при работе на стационарном уровне мощности. Такая задача решается с помощью органов регулирования, в которых применяются материалы, являющиеся сильными поглотителями нейтронов. Для изменения нейтронного потока наиболее широкое распространение получил способ, при котором регулируется количество веществ, поглощающих нейтроны. В СУЗ РБМК-1000 управление нейтронным потоком осуществляется введением в активную зону стержней-поглотителей, содержащих бор. Бор редко используется в чистом виде, для изготовления стержней в основном применяется карбид бора (В4 С). Основная проблема при использовании карбида бора заключается в его распухании в результате образования газообразного гелия.[1] 8 Рисунок 3 – Схема расположения стержней исполнительных механизмов СУЗ по высоте активной зоны реакторов РБМК Перемещение стержня-поглотителя осуществляется с помощью исполнительного механизма. Исполнительные механизмы работают в комплекте с указателями положения стержней в активной зоне, снабженными сельсинами-датчиками, и ограничителями хода стержней в крайних положениях. Информация о положении стержней выдается на сельсиныуказатели, работающие в индикаторном режиме в паре с сельсин-датчиками и размещенные на мнемотабло СУЗ на БЩУ и на плато реактора в центральном зале. Исполнительные органы РР предназначены для ручного регулирования поля энерговыделения, УСП – для ручного регулирования поля энерговыделения в нижней половине активной зоны. Их отличительные 9 особенности – ввод снизу активной зоны и половинная длина относительно длины стержней РР. [1] Исполнительные органы АР, ЛАР входят в состав авторегуляторов мощности реактора, которые представлены следующими автоматическими регуляторами: АРМ – регулятор малого уровня мощности; АР – два регулятора основного диапазона мощности, в работе может находиться только один регулятор, второй – в режиме готовности; ЛАР – локальный автоматический регулятор мощности реактора, используется в основном диапазоне мощности; с помощью ЛАР осуществляется регулирование мощности 9−12 зон, на которые условно разбита активная зона реактора. Таблица 1 исполнительные органы СУЗ. Тип Функция регулирующего органа РР Ручное регулирование УСП Укороченные поглотители (ручное регулирование) АР Автоматическое регулирование ЛАР Локальное автоматическое регулирование ЛАЗ Локальная аварийная защита (предупредительная) БАЗ Быстродействующая аварийная защита Исполнительные органы ЛАЗ выполняют функцию предупредительной защиты, вводятся в активную зону до момента снятия аварийного сигнала при аварийном превышении заданного уровня мощности в зонах регулирования ЛАР. Исполнительные органы БАЗ предназначены только для аварийного останова реактора. Для выполнения своих функций они должны постоянно находиться во взведенном состоянии. 10 Система управления и защиты в реакторе РБМК − практически единственное средство оперативного управления реактивностью, в том числе заглушения реактора и обеспечения подкритичности. То есть является элементом очень важным с точки зрения обеспечения ядерной безопасности РУ. 2.1. Стержни СУЗ В реакторах РБМК используют стержни СУЗ четырех типов. Стержни РР (АР, ЛАЗ, ЛАР) Их конструкция сложилось в результате усовершенствования конструкции стержней СУЗ реакторов первых очередей при внедрении мероприятий по повышению безопасности. Отличительной особенностью от предыдущих конструкций является то, что длина стержней СУЗ увеличена до 6,55 м (на первых очередях они имеют длину 5,5 м, на вторых − 6,2 м) и при положении стержней на ВК (верхний концевик) поглощающая часть находится на верхнем срезе активной зоны, а низ вытеснителя − на нижнем срезе активной зоны. Это обеспечивает ввод отрицательной реактивности во всем диапазоне перемещения и исключает ввод положительной реактивности во всех ситуациях, что не исключалось при прежней конструкции. Недостаток стержней данной конструкции − наличие большого столба воды (~ 2,5 м) между вытеснителем и поглотителем в районе телескопического соединения. Это является причиной большого положительного эффекта обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии. С целью уменьшения данного недостатка при дальнейшем усовершенствовании этих стержней СУЗ разработана конструкция с утолщенным телескопом и юбочной конструкцией нижних поглотителей. Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ) Они отличаются от предыдущих тем, что у них отсутствует вытеснитель и диаметр поглощающих элементов больше, чем у стержней РР. Кроме того, 11 каналы для стержней БАЗ имеют пленочное охлаждение. Скорость ввода стержней БАЗ от ключа управления 6−7 с, по сигналу БАЗ – 2,5 с. Эффективность стержней БАЗ составляет ∼ 2 β. Имея такие характеристики, стержни БАЗ обеспечивают совместно с другими стержнями достаточную скорость ввода отрицательной реактивности (1 β/с) по сигналу БАЗ и гарантировано глушат реактор. Рисунок 4. Конструкция и расположение стержня РР канале СУЗ: 1 – сервопривод; 2 – напорный трубопровод; 3 – головка канала; 4 – защитная пробка; 5 – поглощающий стержень; 6 – телескопическая штанга вытеснителя; 7 – вытеснитель; 8 – сливной трубопровод 12 Укороченные стержни поглотители УСП Стержни УСП состоят из тех же конструкционных элементов, что и стержни РР: поглотителя из четырех звеньев длиной 4088 мм и вытеснителя из шести звеньев длиной 6700 мм. Ход стержней УСП − 3500 мм. Стержни УСП, в отличие от всех других типов стержней, вводятся в активную зону снизу. Вместо телескопического несущего элемента между поглотителем и вытеснителем установлен неподвижный несущий элемент. На всем пути перемещения стержня УСП сохраняется постоянный зазор между поглотителем и вытеснителем, величина зазора составляет 150 мм. Наличие УСП, а активной зоне реактора обусловлено такими конструктивными особенностями реактора РБМК, как: наличие пара в верхней части активной зоны, приводящее к тому, что верхние части ДП полностью погруженных стержней СУЗ эффективнее нижних; запас реактивности на частично погруженных стержнях РР, АР реализуется верхней части активной зоны; столбы воды между поглотителями и вытеснителями стержней СУЗ, находящихся на ВК, поглощают нейтроны лучше, чем вытеснители. Все эти особенности приводят к тому, что поле энерговыделения смещается в нижнюю часть активной зоны. Для поддержания его формы, близкой к симметричной, предусмотрены УСП. У них длина поглощающей части 4 м, и они вводятся снизу. С физической точки зрения стержни СУЗ характеризуются эффективностью (физическим весом), интегральной и дифференциальной характеристиками. Эффективность стержня СУЗ или физический вес – это реактивность, которую стержень может скомпенсировать при введении в 13 активную зону и, соответственно, высвободить при извлечении из активной зоны. Эффективность воздействия стержня на реактивность определяется долей нейтронов, поглощенных им в активной зоне, а также дополнительной утечкой нейтронов из реактора, вызванной деформацией нейтронного поля в зависимости от формы, размеров стержня и места его расположения в активной зоне, эффект утечки может составлять 50 % эффекта поглощения. Эффективность стержня СУЗ определяется относительным распределением нейтронного потока по радиусу реактора и пропорциональна величине.[1] При сливе воды из КО СУЗ стержни лишаются «водного экрана», поток тепловых нейтронов, падающих на них, увеличивается, что приводит к увеличению эффективности стержня. Увеличение эффективности стержней СУЗ при сливе воды из КМПЦ (контур многократной принудительной циркуляции) происходит за счет увеличения длины миграции нейтронов в реакторе (уменьшается поглощение в воде). В целом величина абсолютной эффективности стержня СУЗ зависит от размеров реактора (радиус), физических свойств активной зоны (длина миграции), размеров стержня СУЗ (радиус, длина), его поглощающих свойств и места расположения в активной зоне (относительное распределение нейтронного потока в канале со стержнем СУЗ).[1] 2.3 Система автоматического управления мощностью реактора РБМК Система автоматического управления мощностью реактора РБМК является системой многосвязного регулирования мощности. Наряду с управлением средней мощностью реактора в ее задачи входит и управление распределением мощности по радиусу активной зоны. Выравнивание распределения потока по высоте активной зоны производится вручную с 14 помощью укороченных поглощающих стержней, входящих в активную зону снизу. В качестве датчиков регулируемого параметра (мощности реактора) используются нейтронные датчики, вырабатывающие сигнал, пропорциональный нейтронному потоку. Этот сигнал сравнивается с сигналом заданного уровня мощности реактора в сравнивающем устройстве измерительной части СУЗ, в котором вырабатывается сигнал ошибки между реальной и заданной мощностью. Сигнал ошибки поступает в схему управления исполнительной частью, которая формирует сигнал на перемещение регулирующих органов (стержней-поглотителей нейтронов) в активной зоне реактора таким образом, чтобы уменьшить значение ошибки регулируемой мощности.[1] Рисунок 5 – Структурная схема СУЗ реактора РБМК-1000. В связи с необходимостью автоматического регулирования распределения мощности по радиусу активной зоны, структура системы управления реактором РБМК является наиболее сложной из СУЗ. Фактически алгоритм управления требует реализации системы в трех режимах: автоматическое регулирование баковое суммарное (АРБС), автоматическое регулирование баковое локальное (АРБЛ), автоматическое регулирование выравнивающее (АРВ). 15 Так как имеются существенные различия в структуре СУЗ различных реакторных блоков РБМК, Регулятор АРБС является регулятором разогрева активной зоны и работает в диапазоне мощностей (0.3¸10(20) % Nном). Управляющий сигнал вырабатывается усреднением показаний четырех боковых ионизационных камер, находящихся в баке водяной защиты реактора. Этот сигнал подается на привод, перемещающий синхронно четыре стержня, равномерно распределенные по активной зоне. В работе участвует толь ко одна группа из 4-х стержней. Другая такая же группа находится в горячем резерве и включается сразу же при отказе первой. Датчики и стержни двух групп чередуются. Точность регулирования мощности в режиме АРБС не превышает 5 % от установленного уровня. Регулятор АРБЛ является первым выравнивающим регулятором системы в диапазоне мощностей от 5 до 100% Nном. Точность регулирования составляет 1 % от установленного уровня. Здесь в работе участвуют 8 локальных регуляторов (ЛАР) обоих групп, выведенных из синхронизма. Управляющий сигнал вырабатывается по показаниям датчика в баке водяной защиты, расположенного напротив стержня. Таким образом вместо системы регулирования интегральной мощности, усредненной по объему активной зоны, мы имеем здесь многосвязную системы регулирования реактора, реализованную по алгоритму зонного регулирования. Систем состоит из восьми идентичных замкнутых контуров регулирования, осуществляющих и регулирование средней мощности реактора, и регулирование распределения мощности по радиусу реактора.[2] Второй выравнивающий режим АРВ является дублирующим для АРБЛ. Регуляторы АРВ и АРБЛ взаимно резервируют друг друга, при работе одного из них, второй находится в «горячем» резерве и автоматически включается при неисправности первого. 16 В режиме АРВ управляющий сигнал на каждый локальный регуляторЛАР вырабатывается от четырех внутриреакторных датчиков, расположенных в зоне управления вокруг стержня. В этом режиме в работе участвуют все девять локальных регуляторов – восемь периферийных и один центральный. Регулятор АРВ работает в диапазоне мощностей от 10 % до 100 % Nном. Точность регулирования так же, как при АРБЛ - 1 % Nном. СУЗ обеспечивает оператору возможность ручного управления всеми стержнями, при этом скорость ввода стержней – 0.4 м/с, скорость вывода стержней из зоны – 0.4 м/с, а для стержней АР – 0.2 м/с. При полном обесточивании СУЗ гарантируется полное заглушение реактора путем ввода всех стержней СУЗ (кроме УСП) в активную зону из любого промежуточного положения до нижних концевых выключателей. Контроль нейтронного потока при «холодном» пуске реактора в диапазоне 10−12 ÷ 5 ∗ 10−8 𝑁ном осуществляется четырьмя каналами контроля скорости счета с подвесками камер деления КНТ-31, расположенных в каналах отражателя. Контроль нейтронного потока в логарифмическом масштабе в диапазоне от 5 ∗ 10−10 ÷ 10−4 𝑁ном осуществляется тремя каналами контроля скорости счета с подвесками камер деления КНК-15, расположенными вканалах БИК. Контроль нейтронного потока в логарифмическом масштабе в диапазоне 10−8 ÷ (5 ∗ 10−2 ÷ 10−1 )𝑁ном осуществляется 4-мя каналами с подвесками камер КНК-56, расположенными в баке водяной защиты (в каналах со свинцом). Кроме того, данными каналами осуществляется контроль за периодом разгона реактора в диапазоне от 120 до 18с. Контроль за периодом разгона реактора в пределах от 120 до 18 с. В диапазоне мощности (5 ∗ 10−2 ÷ 10−1 ) ÷ 1,25𝑁ном осуществляется тремя каналами, в каждом из которых суммируется информация от четырех подвесок с камерами КНК-56 и КНК-53М. 17 Контроль нейтронного потока в линейном масштабе в диапазоне 10– 7 ¸1.25 Nном осуществляется 4-мя каналами БИК КНК-53М с помощь реактиметра и подключенного к реактиметру самописца мощности. Регулирование нейтронной мощности реактора в диапазоне от 0.3 до10% Nном осуществляется в режиме АРБС по суммарному сигналу группы из четырех каналов БИК с КНК-53М. Регулирование нейтронной мощности реактора в диапазоне от 5 до 100% Nном осуществляется в режиме АРБЛ по локальному принципу по информации от восьми каналов БИК с КНК-53М. Регулирование нейтронной мощности и стабилизация заданного распределения радиального поля энерговыделения реактора в диапазоне от 10 до 100 % Nном осуществляется девятью локальными регуляторами по сигналам девяти групп (в каждой по 4 датчика) внутризонных датчиков, расположенных в топливных технологических каналах. Возможности управления распределением потока в этой системе ограничиваются только режимом стабилизации формы распределения. [2] 2.4 Внутризонная триаксиальная камера деления КТВ–17. МКД, применяемая в СУЗ блоков №1, №2, представляет собой камеру деления с охранным электродом, выполненную на основе коаксиального кабеля с двумя оболочками (триаксиальный кабель), с изоляцией из окиси магния, типа КТВ-17. Герметичный цилиндрический корпус 14 из коррозионностойкой стали диаметром 6 мм и толщиной 0,3 мм приварен через переходник 8 к наружной оболочке триаксиального кабеля 7 диаметром 4 мм, являющегося частью линии связи. Центральный электрод 12 камеры является продолжением центральной жилы 4 триаксиального кабеля, а охранный электрод 11 камеры – продолжением промежуточной оболочки 6 кабеля. Внутри корпуса камеры путем удаления части внешней оболочки кабеля с примыкающей к ней 18 изоляцией выделены три участка полного сечения, которые образуют три чувствительных элемента 10 длиной по 50 мм и выполняют функцию собирающих электродов. Чувствительные элементы покрыты слоем радиатора, роль которого выполняет U 235 2% обогащения.[5] Участки наружной оболочки чувствительных элементов электрически соединены с центральным электродом камеры изолированными от охранного электрода перемычками 13 и служат в качестве собирающего электрода. Центральный элемент смещен вниз от отметки центра активной зоны реактора на 400 мм, а верхний и нижний элементы расположены на расстоянии соответственно 1400 и 2100 мм от центрального. Часть оставшихся участков наружной оболочки 15 и изоляции из окиси магния вместе с приваренными к ним дистанционирующими кольцами 9 образуют дистанционирующие изоляторы, отделяющие охранный электрод 11 от корпуса камеры. Триаксиальный кабель 7 проходит в защитной трубе диаметром 8 мм и заканчивается триаксиальным разъемом для стыковки с кабельной трассой. В трубе размещены две спиральные втулки, предназначенные для защиты от γизлучения. Внутренний объем камеры заполнен смесью азота (98 %) и гелия (2 %) при давлении 760 мм рт.ст. На центральный (собирающий) электрод 12 камеры подается напряжение до 100 В (блок питания имеет ступенчатое переключение 50, 75 и 100 В). Под действием тепловых нейтронов U 235 , находящийся в радиаторе, делится. Образовавшиеся в процессе деления осколки ионизируют заполненное газовой смесью внутреннее пространство камеры и в нем возникает ток ионизации, пропорциональный средней плотности потока тепловых нейтронов в месте установки камеры. На охранный электрод, минуя низкоомный измерительный прибор, подается напряжение той же величины и полярности, что и на собирающий электрод. При этом охранный и собирающий электроды находятся под 19 одинаковым потенциалом. Охранный электрод уменьшает утечку тока с одного электрода на другой (собирающий) по межэлектродному изолятору. Ток утечки по изолятору попадает на охранный электрод, находящийся практически под тем же потенциалом, что собирающий. Утечка же между охранным электродом и собирающим обусловлена лишь небольшим падением напряжения на низкоомном измерительном сопротивлении и только нагружает блок питания, но практически не влияет на ток собирающего электрода. Наличие охранного электрода существенно (на 3-4 порядка) снижает требования к сопротивлению межэлектродной изоляции и обеспечивает работоспособность камеры при температуре до 300°C, вызывающей падение сопротивления изоляции и, следовательно, отказ камеры без охранного электрода. Благодаря низким требованиям к сопротивлению изоляции, триаксиальные камеры деления надежны в течение длительной эксплуатации в реакторе.[5] Технические характеристики детекторов КТВ-17: чувствительность - 1 ∗ 10−16 А/(нейтрон/см2 *сек), (ток до 300 мкА); рабочее напряжение - минус (50100) В; рабочий диапазон - (20100)% Nном; длина - 15730 мм; масса - 13 кг; диаметр в верхней части (защитной трубы) - 8 мм 20 Рисунок 6 – Внутризонная триаксиальная камера деления КВТ–17. 21 3 Классификация технологических переменных для объекта управления Объектом управления в курсовом проекте является ядерный энергетический реакто РБМК, имеющий следующую структурную схему: Q, м3/ч T1, K С, нейтрон/м3 ρ Объект управления N, нейтрон/с*см2 T2, K Рисунок 7 – Классификация переменных для объекта управления Таблица 2 – классификация технологических переменных ОУ Переменная Размерность Пояснение 3 Q м /ч Расход теплоносителя Т1 К Температура теплоносителя Т2 К Температура горючего 2 N нейтрон/с*см Плотность потока нейтронов 3 С нейтрон/м Концентрация осколков деления потока ρ реактивность Расчёт системы автоматического регулирования будем производить по типовой функциональной схеме системы автоматического регулирования релейного типа, согласно заданию. ЗМ регулятор Реле Дв ИМ РО ИК Рисунок 8 – Функциональная схема системы автоматического регулирования 22 3.1 Выбор математической модели ОУ, расчет ее коэффициентов Для того, чтобы рассчитать модель реактора без учета теплового контура, воспользуемся формулой: 𝑊𝑟 (𝑝) = Где K r = 𝜆 𝑙∗𝜆+𝛽 𝐾𝑟 (𝑇1 𝑝 + 1) 𝑝(𝑇2 𝑝 + 1) – коэффициент передачи ЯР[1/c] 1 T1 = – постоянная времени по запаздывающим нейтронам 𝜆 T2 = 𝑙 𝑙∗𝜆+𝛽 – постоянная времени по мгновенным нейтронам Для релейных систем регулирования входной регулирующей величиной является скорость изменения dK, поэтому передаточная функция видоизменяется: Wr (p) = N0 Ктс (T1 p + 1) p2 ∗ (T2 p + 1) Передаточная функция усредненного температурного коэффициента dK имеет вид Wтс (p) = Ктс Tтс p + 1 Следовательно, передаточная функция аппарата с учетом температурной обратной связи будет: 𝑊𝑟тс (𝑝) = 𝐾𝑟 ∗ (𝑇1 𝑝 + 1)(𝑇тс 𝑝 + 1) ∗ N0 𝑝2 ∗ (𝑇2 𝑝 + 1)(𝑇тс 𝑝 + 1) + 𝐾𝑟 ∗ 𝐾тс 𝑝(𝑇1 𝑝 + 1) 23 Таблица 3 период полураспада и выход U235 Период полураспада, сек Выход, % (к общему числу вторичных нейтронов) 55,7 0,00021 22,7 0,0014 6,2 0,00125 2,3 0,00253 0,6 0,0074 0,2 0,0027 ln 2 ln 2 ln 2 ln 2 ln 2 ln 2 + + + + + 55,7 22,7 6,2 2,3 0,6 0,2 𝜆= = 0.846 6 𝑙 = 1 ∗ 10−4 𝛽 = 0,00021 + 0,0014 + 0,00125 + 0,00253 + 0,00074 + 0,0027 = 6,4 ∗ 10−3 𝐾𝑟 = 𝜆 0.846 = = 130.5 𝑙 ∗ 𝜆 + 𝛽 0.846 ∗ 10−4 + 6.4 ∗ 10−3 𝑇1 = 𝑇2 = 1 = 1.18 𝜆 𝑙 = 0.015 𝑙∗𝜆+𝛽 𝑊Реактор (𝑝) = 1014 𝑊𝑡𝑐 (𝑝) = 𝛿𝐾 𝑑𝑁 (𝑝) = 130.5 ∗ (1.18𝑝 + 1) 𝑝 ∗ (0.015 ∗ 𝑝 + 1) 𝐾𝑡𝑐 𝑇𝑡𝑐 ∗ 𝑝 + 1 = −2 ∗ 10−5 0.6 ∗ 𝑝 + 1 24 𝑊𝑅𝑡𝑐 (𝑝) = 𝑊Реактор (𝑝) 1+𝑊𝑡𝑐 (𝑝)∗𝑊Реактор (𝑝) [7] Подставляя передаточные функции получаем: 𝑇1 ∗𝑇𝑡𝑐 ∗𝐾Реактор ∗𝑝2 +𝐾Реактор ∗(𝑇1 +𝑇𝑡𝑐 )∗𝑝+𝐾Реактор 𝑊𝑟𝑡𝑐 (𝑝) = 𝑇 ∗𝑇 ∗𝑝4 +(𝑇 +𝑇 )∗𝑝3 +𝑝2 +𝐾 ∗𝐾 ∗𝑇 ∗𝑝+𝐾 ∗𝐾 2 𝑡𝑐 2 𝑡𝑐 𝑡𝑐 Реактор 1 𝑡𝑐 [8] Реактор 92.4p2 + 232.3p + 130.5 Wrтс (p) = 0.009p4 + 0.615p3 + p2 − 0.003p − 0.00261 3.2 Динамические характеристики ионизационной камеры детектирования Для систем, которые используют в качестве детектора нейтронов ионизационную камеру, предусмотрен коэффициент передачи, который определяется следующей формулой: 𝐾ик = 𝛥𝐼 𝐼(𝑁𝑚𝑎𝑥 ) − 𝐼(𝑁𝑚𝑖𝑛 ) 𝐴 = ( ) нейтр 𝛥𝑁 𝑁𝑚𝑎𝑥 − 𝑁𝑚𝑖𝑛 ∗с см2 Где: ΔI – разница тока камеры между максимальным и минимальным нейтронным потоком; Nmin – поток нейтронов при минимальном уровне мощности. Nmax – поток нейтронов при максимальном уровне мощности; Диапазоны измерения плотности потока от 10% от 𝑁ном до 120% от 𝑁ном . 2 𝐼(𝑁ном ) = 4 ∗ ∗ 𝑁ном 𝜂 3 Коэффициент 4 указывает на количество камер в блоке, а 2/3 – потери на оболочке. Чувствительность камеры к тепловым нейтронам составляет: 𝜂 = 1 ⋅ 10−16 Произведем расчёт максимальных и минимальных токов в блоках: 2 𝐼(𝑁𝑚𝑖𝑛 ) = 4 ∗ ∗ 10 ∗ 1014 ∗ 1 ∗ 10−16 = 26,66 ∗ 10−4 3 25 2 𝐼(𝑁𝑚𝑎𝑥 ) = 4 ∗ ∗ 120 ∗ 1014 ∗ 1 ∗ 10−16 = 320 ∗ 10−2 3 Отсюда рассчитаем коэффициент передачи: 𝐾ик = 320∗10−2 −26.66∗10−2 (120−10)∗1014 𝐴 = 2.66 ∗ 10−16 (нейтр ) см2 ∗с Передаточная функция: 𝑊ик = 2,6 ∗ 10−16 3.3 Передаточная характеристика исполнительного механизма Исполнительный механизм состоит из ДПТ, управляемого напряжением и редуктора. Известно, скорость перемещения равна 20 мм/с. Редуктор состоит из трех пар цилиндрических и одной пары конических шестерен Рисунок 9 – Кинематическая схема привода цепного транспортера 1.кинематическая передача; 2.микропереключатель; 3.кулачок; 4.элетродвигатель; 5.редуктор; 6.баран; 7.тахогенератор; 8.сельсин. 26 Тяговое усилие [7] 𝑃 = 𝑚ст ∗ 𝑔 = 20 ∗ 9.8 = 196 𝐻 зубчатой пары η1= 0,97; зубчатой пары η2= 0,97; коническая пары η3= 0,97; зубчатой пары η4= 0,97; потери в опорах трех валов η𝑛𝑘 = 0,994. КПД всего привода составит: 𝜂 = 𝜂1 𝜂2 𝜂3 𝜂4 𝜂𝑛𝑘 = 0.97 ∗ 0.97 ∗ 0,97 ∗ 0,97 ∗ 0.9944 = 0.865 Требуемая мощность электродвигателя: 𝑃дв = 𝑃 ∗ 𝑣 196 ∗ 0.02 ∗ 60 = = 272 Вт 𝜂 0.865 Частота вращения вала барабана составит: 60 ∗ 𝑣 60 ∗ 0.02 об = = 8.5 𝜋 ∗ 𝐷 3.14 ∗ 0.045 мин Таблица 6 – Характеристики электродвигателя Мощность, кВт Напряжение, В Частота вращения, об/мин 𝑛𝑝 = 1.5 220 1500 КПД, % 85,5 Определим передаточные отношения привода: 𝑖= 𝑛 1500 = = 176.5 𝑛𝑝 8.5 Рассчитаем допустимое отклонение. Для этого будем брать следующие передаточные числа: для 3-х зубчатых с цилиндрическим колесом 𝑖1 = 4;𝑖2 = 4, 𝑖3 = 4 и зубчатой конической передачи 𝑖4 = 4. Общее 𝑖 = 𝑖1 ∗ 𝑖2 ∗ 𝑖3 ∗ 𝑖4 = 5 ∗ 4 ∗ 3 ∗ 3 = 180. Отклонение от заданного составит: 180−176.5 176,5 ∗ 100% = 1,98% Допускается отклонение ±3%, то можно считать, что выбранный двигатель и редуктор, удовлетворяют 27 Передаточной функцией редуктора является: 𝑊𝑝 (𝑝) = 1 𝑖 Где i- передаточное число редуктора Таким образом, передаточная функция редуктора примет вид: 𝑊𝑝 (𝑝) = 1 1 = = 0.0057 𝑖 176,5 Передаточной функцией двигателя:[9] 𝑊дв (𝑝) = 𝑘дв Тэ ∗ Тм ∗ 𝑝2 + 𝑇м ∗ 𝑝 + 1 где: 𝑇м – механическая постоянная времени двигателя, с; Тэ – электрическая постоянная времени двигателя, с; 𝑘дв - коэффициент двигателя, рад/В*с Произведем вычисления, подставив численные значения из паспортных данных двигателя: Сд = 𝑈 − 𝐼 ∗ 𝑅 𝑈 − 𝐼 ∗ 𝑅 220 − 9 ∗ 0.61 𝐵∗𝑐 = = = 1.365 𝜋 𝜋 𝑤 рад 𝑛∗ 1500 ∗ 30 30 𝑀 14 Н∗м 𝐶𝑚 = = = 1.556 𝐼 9 А 1 рад 𝑘дв = = 0.733 𝐶𝑒 В∗с 𝐽 = 𝐽дв + 𝐽н = 0.375кг ∗ м2 𝑇м = 𝐽∗𝑅 = 0.107 𝑐 𝐶д ∗ 𝐶𝑚 Тэ = 𝐿 = 0.016 𝑅 Составим выражение для нахождения передаточной функции по управляющему воздействию и по возмущению 1 1 u (s) Wдв = ∗ = Сд Тэ Тм S 2 + Tм S + 1 28 1 1 ∗ = 1.365 0.016 ∗ 0.107 ∗ s 2 + 0.107 ∗ s + 1 1 = 0.00242 ∗ s 2 + 0.146 ∗ s + 1.365 = Rя ∗ (Tэ S + 1) 1 С д f (s) Wдв =− ∗ = Сд Тм Tэ s 2 + Тм S + 1 0.61 ∗ (0.016s + 1) 1 1.365 =− ∗ = 1.365 0.107 ∗ 0.016 ∗ s 2 + 0.107 ∗ s + 1 0.0071s + 0.447 =− 0.00233s 2 + 0.146s + 1.365 После того, как мы получили функции для двигателя по управлению и возмущению, мы можем рассчитать обобщенный двигатель: u f Wоб.дв = Wдв − Wдв = 1 = 0.00233 ∗ s 2 + 0.146 ∗ s + 1.365 0.0071s + 0.447 − (− )= 0.00233 ∗ s 2 + 0.146 ∗ s + 1.365 0.0071s + 0.0447 = 0.00233 ∗ s 2 + 0.146 ∗ s + 1.365 3.4 Передаточная характеристика задающего устройства В качестве задающего устройства используем задатчик сигналов УЗС1. Прибор УЗС1 предназначен для ручного или автоматического управления аналоговыми исполнительными механизмами. В автоматическом режиме УЗС1 транслирует сигнал от управляющего прибора или контроллера на исполнительный механизм, а в ручном – формирует сигнал 4…20 мА или 0…10 В, значение которого задается пользователем с лицевой панели. Коэффициент передачи задатчика мощности определяется как: ∆𝑈вых 𝐾ЗМ = ∆𝐼вх 𝐾ЗМ = 3.6 320∗10−4 −26.7∗10−4 = 120.3 29 4 Синтез линейной системы автоматического регулирования (САР) Линейную схему мы будем моделировать в программе Matlab с использованием пакета Simulink, где мы составим линейную схему из элементов, которые мы рассчитывали ранее. Рисунок 13 – Модель линейной САР Используя функцию Tune в регуляторе, произведем подбор параметров регулирования объекта Рисунок 14 – Параметры ПИД-регулятора При данных параметрах регулятора мы получили следующий переходный процесс: Рисунок 15 – Переходный процесс линейной САР 393.32. −384.45 ∗ 100% = 2.3% 384.45 Время регулирования 2сек Перерегулирование = 30 5 Синтез цифровой САР с релейным элементом. При синтезе САР с релейным регулятором необходимо определить параметры включения реле после того, как входной сигнал превысит определенное значение и отключается тогда, когда сигнал становится меньше. Для данной системы регулирования был выбрано трехпозиционное реле состоящие из идеальных двух позиционных реле соединённых параллельно. Рисунок 11 – Схема релейного регулятора Рисунок 10 – Модель релейной системы автоматического регулирования Рисунок 12 – График переходного процесса релейной САР 410.5 − 385 ∗ 100% = 6.62% 385 Время регулирования 2,55сек Перерегулирование = 31 6 Исследование переходных процессов вариантов линейной и цифровой САР с релейным элементом. Для сравнения систем регулирования выведем значения один общий осциллоскоп. Рисунок 16 – Модель сравнения САР Рисунок 17 – График переходных процессов двух САР По графикам можно сделать вывод о том, что системы регулирования мощностью реактора с различными регуляторами удовлетворяют заданным параметра; по времени регулирования и перерегулирование 32 7 Определение чувствительности системы к нестабильности параметров динамической модели Для проверки САР на грубость будем изменять КИМ на ±20% и так же осуществим оценку качества регулирования при новых параметрах системы. Параметры качества САР при изменении КИМ на +20%: Рисунок 22 – Переходный процесс при увеличении коэффициента передачи И.М. на 20% 410.625 − 385 ∗ 100% = 6.65% 385 Время регулирования 2,55сек Перерегулирование = 33 Рисунок 23 – Переходный процесс при увеличении коэффициента передачи И.М. на -20% 411.075 − 385 Перерегулирование = ∗ 100% = 6.77% 385 Время регулирования 2,55сек При изменениях Ким на ±20 % изменения переходного процесса являются незначительными и по-прежнему удовлетворяют требованиям качества регулирования 34 Заключение В ходе выполнения курсовой работы были даны описания конструкции реактора РБМК и системы управления мощностью данного реактора. Была представлена структурная схема линейной системы регулирования мощности и разработана цифровая система с релейным элементом регулирования мощности ядерной энергетической установки. Было выбрано необходимое оборудования для САР и математически описано каждое звено. Посчитана передаточная функция реактора, спроектирован исполнительный механизм для удовлетворения заданным требованиям качества управления, и также математически описан. На основе описанных звеньев была сформирована функциональная схема системы регулирования. После была разработана компьютерная модель объекта управления, произведен синтез системы, подобраны параметры регулятора. реле и определена чувствительность системы регулирования. 35 Список литератур 1. А.С. Шелегов, С.Т. Лескин, В.И. Слободчук Физические особенности и конструкции реактора РБМК-1000.: Москва, 2011. – 64 с. 2. В.И.Каранчук Системы автоматического выравнивая нейтронного потока в ядерных реакторах.: Томск, 2009 – 221с 3. И.Я. Емельянов, П.А. Гаврилов, Б.Н. Селиверстов Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов.: Москва 1975. – 280. 4. И.Я Емельянов, В.В Воскобойников Б.А. Масленок Основы конструирования Исполнительных Механизмов управления ядерных реакторов.: Москва. – 1987с 5. И.П. Фомичев Пограмма подготовки ВИУР. Система управления и защиты реактора РБМК-1000.: Десногорск 2003. – 314с 6. https://studfile.net/preview/1398496/page:14/ 7. http://www.detalmach.ru/lect3.htm 8. https://elektropostavka.ru/dvigateli-postoyannogo-toka-4p 9. https://studbooks.net/2337081/tehnika/vybor_reduktora 36
