Особенности ядерной энергетической установки как объекта контроля

12.2. ОСОБЕННОСТИ ЯЭУ КАК ОБЪЕКТА КОНТРОЛЯ

По принципу работы атомная электростанции отличается от тепловой только тем, что источником тепловой энергии является не паровой котел, использующий химическую реакцию горения органического топлива, а ядерный реактор, в котором осуществляется процесс цепной самоподдерживающейся ядерной реакции.

Все основные процессы в ядерных энергетических установках условно можно разделить на три группы: нейтронно-физические процессы в ядерном реакторе; процессы нагрева теплоносителя в ядерном реакторе - тепловые и термодинамические процессы; движение теплоносителя по трубам и каналам -гидродинамические процессы. Взаимосвязь между этими процессами показана на рис. 12.6.

Входным параметром ядерного реактора как объекта управления является реактивность σρ, а выходным - плотность нейтронов n или тепловая мощность реактора Q. Тепловые процессы определяются значениями мощности реактора и расхода теплоносителя G. Они характеризуются температурой, давлением Р и плотностью g теплоносителя. На характер нейтронно-физических процессов оказывают влияние также расход G теплоносителя, создаваемый циркуляционным насосом. В качестве регулирующих воздействий могут быть выбраны наряду с изменением реактивности перемещения регулирующих органов системы управления параметрами теплоносителя. Однако основной динамической характеристикой ядерного реактора как объекта управления является динамическая характеристика канала: реактивность -мощность.

Рис. 12.6. Взаимосвязь между основными процессами в ядерных энергетических установках.

В состав ядерной энергетической установки, кроме ядерного реактора входят: контур теплоносителя, парогенератор и другие элементы, каждый из которых имеет регуляторы управляемых

параметров. Основными измеряемыми параметрами являются: мощность реактора, температура теплоносителя на входе и выходе реактора, давление и расход теплоносителя в первом контуре, давление и расход в паро-регулирующей системе, частота вращения турбогенератора.

Регулируемыми параметрами являются: положение управляющих стержней, скорость циркуляции теплоносителя в первом контуре, расход пара через регулятор турбины, расход питательной воды паро-генерирующей системы.

Таким образом, ЯЭУ имеют систему управления, состоящую из нескольких регуляторов и все элементы ЯЭУ являются сложными динамическими звеньями.

Тепловые схемы ядерных энергетических установок могут быть одно-, двух-, и трехконтурные. Одно- и двухконтурные схемы применяются с реакторами на тепловых нейтронах, трехконтурные -с реакторами на быстрых нейтронах.

На рис.12.7,а показана двухконтурная схема. По такой схеме строятся ядерные энергетические установки с реакторами типа ВВЭР. Схема содержит реактор 3 с активной зоной 9, парогенератор 1, главные запорные задвижки 2, турбину 4, конденсатор турбины 6, электрический генератор 5, насос подпитки 7,и главный циркуляционный насос 8. В первый контур входит реактор 3, парогенератор 1, главный циркуляционный насос 8. Во второй - парогенератор 1 и турбина 4 с электрическим генератором 5. Остальное оборудование - вспомогательное.

Одноконтурная схема (рис. 12.7,б)содержит реактор 3 с технологическими каналами II. Роль парогенератора выполняет барабан-сепаратор 10. Остальные составляющие те же. По такой схеме строятся ядерные энергетические установки с реакторами типа РБМК.

Трехконтурная схема содержит промежуточный контур между первым контуром с реактором и третьим с турбиной. Первый контур состоит из реактора 3 и промежуточного теплообменника 12. В качестве теплоносителя первого контура и второго применяется натрий. В третьем контуре также, как и в предыдущих -пар и вода. Третий контур содержит теплообменник 12 и циркуляционный насос 13.

С точки зрения эксплуатации оборудования АЭС необходимо отметить, что паротурбинные установки и электрическое оборудование апробированы более чем полувековой практикой работы тепловых электростанций, а ядерный реактор является принципиально новым звеном. Причем, главным образом, от реактора зависит надежность и безопасность работы АЭС. Особенностью систем контроля ядерных реакторов является большое количество точек контроля, эксплуатация средств контроля в условиях высокого уровня радиации и высоких температур, быстропротекающие ядерно-физические процессы, недоступность средств контроля для обслуживающего персонала.

Информационные функции выполняют АСУ ТП, в состав которых входят три подсистемы: ядерно-физического контроля, теплотехнического контроля и технологического радиационного контроля.

Система ядерно-физического контроля реактора включает в себя совокупность средств измерений ядерно-физических параметров реактора: мощности, реактивности, периода и распределения энерговыделения в активной зоне. В комплекс аппаратуры для измерения мощности (плотности потока тепловых нейтронов) и скорости его изменения (реактивности и периода) входят приборы, обеспечивающие преобразование информации в электрический сигнал и представление ее в аналоговой или цифровой форме, формирование сигнала о превышении установленных пределов. Вторичные приборы располагаются на блочном щите управления, где расположены также органы управления системой: переключатели диапазонов, устройства сигнализации и др.