способ контроля теплового режима первого контура аэс с реактором типа ввэр

Формула изобретения

1. Способ контроля теплового режима первого контура АЭС с реактором типа ВВЭР, включающий периодические измерения перепада давления теплоносителя на ГЦН (АР^гцн), частоты питания ГЦН (f^гцн), температуры теплоносителя в "холодных" нитках первого контура (Т^хн) и давления теплоносителя в первом контуре (Р), и определение известным способом тепловой мощности реактора как

где _i - массовый расход теплоносителя в i-й петле первого контура;

i^г_i^н, i^х_i^н - удельная энтальпия теплоносителя первого контура в "горячей" и "холодной" нитках i-й петли соответственно,

отличающийся тем, что дополнительно измеряют перепады давления на реакторе (P_p) и парогенераторе (P^пг), температуру теплоносителя в "горячих" нитках первого контура (Т^гн), используя указанные величины, измеренные в стационарном режиме работы реактора, уточняют коэффициенты гидравлического сопротивления участков первого контура с помощью математической модели первого контура вида

O=P^г_i^цн-P^п_i^от-P^нкс_пот-P^вкс_пот-P^пр_пот;

O= -P^frp_пот+P^gh_пот,

где перепад давления на i-ом ГЦН;

P^п_i^от- гидравлическое сопротивление 1-й петли;

P^нкс_пот- гидравлическое сопротивление нижней камеры смешивания теплоносителя в реакторе;

P^drc_пот- гидравлическое сопротивление верхней камеры смешивания теплоносителя в реакторе;

P^gh_пот- гидравлическое сопротивление канала протечек мимо активной зоны реактора;

P^frp_пот- гидравлическое сопротивление активной зоны реактора, каждое из которых определяют используемым в проекторных расчетах соотношением д"Арси



где G массовый расход теплоносителя на данном участке;

g 9,81 м/с² ускорение свободного падения;

r - плотность теплоносителя первого контура;

S площадь сечения трубопровода;

h - перепад высот;

- коэффициент гидравлического сопротивления, который для активной зоны равен

=_м+_трL/d,

где _м- местный коэффициент гидравлического сопротивления;

L длина трубопровода;

d гидравлический диаметр трубопровода;

- динамическая вязкость теплоносителя;

_тр=^(R_тр^e)=(1,82lgRe-1,64)^-2- коэффициент трения;

критерий Рейнольдса, а для остальных участков z - постоянная величина;

^x_i^н- плотность теплоносителя в "холодной" нитке i-й петли первого контура;

Q_i=G_i/^x_i^н - объемный расход теплоносителя в "холодной" нитке i-й петли;

приведенная частота питания ГЦН, f₀ номинальная частота;

приведенный напор ГЦН, определяемый по напорной характеристике ГЦН;

i в качестве переменной удельная энтальпия теплоносителя, в качестве индекса номер петли;

G_i, G^акз массовый расход теплоносителя в i-й петле и активной зоне реактора соответственно.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что уточненные значения G_i, G^акз определяют как





где

знак транспонирования матрицы;

А матрица (m + i) x (m + i):



B⁽ⁱ⁾ матрица;



_o- дисперсионная матрица погрешностей модели:

(_o)_ij=²_oij,

²_o дисперсии погрешностей уравнений модели,



⁽ⁱ⁾- дисперсионная матрица погрешностей измерений перепадов давления на ГЦН:



(⁽ⁱ⁾)²- дисперсия погрешностей уравнений измерений перепадов давления на ГЦН;





b_m+1= -P^акз_пот+P^пр_пот- невязки уравнений модели (элементы вектора b вычисляются при G_i= G_ioG^frp= G^rp,;

где C_i,0, G^а_o^кз- значения параметров G_i, G^акз в предыдущем временном цикле измерения);



P^г_i^цн.и- результат измерения величины P^г_i^цн; ;

P^гцн_i,o - значения параметров P^г_i^цн;, вычисленные по расходам теплоносителя в петлях G_i,0, определенным в предыдущем временном цикле измерения;

G_твс G^акз / n_твс массовый расход теплоносителя через каждую тепловыделяющую сборку (ТВС) реактора;

n_твс число ТВС;

массовый расход теплоносителя через реактор;

G_пр G_р G^акз массовый расход протечек теплоносителя мимо активной зоны реактора;

индекс 0 означает определение соответствующей величины по расходам теплоносителя, определенным в предыдущем временном цикле измерений.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что значения G_i, G^акз определяют на (m + 2)-м шаге последовательных уточнений

G_i G_{i, m+2},

G^акз=G^акз_m+2,

где

уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений;

G^а_i^кз=G^а_o^кз- расход через Акз на первом шаге не уточняется;



уточненные значения расходов, полученные с использованием модели;

⁽_iⁱ⁾, ⁽_k²⁾- подбираемые коэффициенты (0< 1)..

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что при работе реактора используют результаты измерения перепадов давления теплоносителя на парогенераторах и реакторе и определяют уточненные значения G_i, G^акз с помощью соотношения



где В⁽²⁾ матрица с элементами



В⁽³⁾ матрица с элементами



⁽²⁾- дисперсионная матрица погрешностей измерений перепадов давления на ПГ:

(⁽²⁾)²- дисперсия погрешностей уравнений измерений перепадов давления на ПГ;

⁽²⁾- дисперсионная матрица 1 x 1 погрешностей измерений перепадов давления на реакторе

(⁽²⁾)²- дисперсия погрешностей уравнений измерений перепадов давления на реакторе;

вектор невязок уравнений измерения перепада давления теплоносителя на парогенераторах,

вектор из одного элемента невязки уравнения измерения перепада давления теплоносителя на реакторе,

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что значения G_i, G^акз определяются на (m + 4)-м шаге последовательных уточнений с использованием измерений перепадов давления на ПГ и реакторе

G_i=G_i,m+4, G^акз=G^акз_m+4,

где

G_i,1=G_i,o+⁽_iⁱ⁾(P^г_i^цн.и-P^гцн_i,o)/B⁽ⁱ_ii⁾

уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений перепадов давления на ГЦН;

G_i,2=G_i,i+⁽_i²⁾(P^п_i^г.и-P^пг_i,o)/B⁽²_ii⁾ уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений перепадов давления на ПГ;



уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений перепадов давления на реакторе;

G^а₃^кз=G^а_o^кз- расход через АкЗ на первых шагах не уточняется;

уточненные значения расходов, полученные с использованием модели;

⁽_iⁱ⁾, ⁽_i²⁾, ⁽_i³⁾, ⁽_k⁴⁾- подбираемые коэффициенты (0< 1).н

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в системах контроля, управления и защиты ВВЭР для контроля состояния реакторной установки.

Для безопасного управления реакторной установкой необходимо оценивать ее состояние в реальном масштабе времени, представляя оператору ряд характеристик. Одним из важнейших являются расход теплоносителя в активной зоне реактора (АкЗ) и петлях первого контура и тепловая мощность реактора, причем тепловая мощность определяется с использованием расхода теплоносителя. Эти измерения осуществляются системой внутриреакторного контроля.

Поскольку в системах внутриреакторного контроля используются измерительные каналы перепада давления теплоносителя на главных циркуляционных насосах (ГЦН), инструментальная погрешность которых довольно значительна (среднеквадратическое отклонение составляет около 1,5%), то эта погрешность является одним из источников погрешности определения тепловой мощности реактора. Последняя составляет около 2% от номинальной тепловой мощности реактора [1] Уменьшение погрешности расходометрии может повысить безопасность и экономичность АЭС за счет более точного поддержания допустимого состояния реактора.

Известен ряд способов контроля теплового режима первого контура. Один из них основан на измерении активности теплоносителя в "холодных" и "горячих" нитках петель первого контура [2-5] Недостатками этого способа являются необходимость калибровки по измерениям тепловой мощности и температуры теплоносителя, а также большая динамическая погрешность.

Наиболее близким к предлагаемому является способ контроля теплового режима первого контура [6] в соответствии с которым измеряют перепад давления на ГЦН P^г_i^цн, частоту питания ГЦН f^г_i^цн, температуру теплоносителя в "холодных" нитках первого контура T^х_i^н (1=1,m номер петли, m число петель) и давление теплоносителя в первом контуре P. Расход теплоносителя в петлях первого контура C_i определяют с помощью соотношения:



где H^г_i^цн=P^г_i^цн/(^X_i^Hg) напор ГЦН, плотность теплоносителя в "холодной" нитке, приведенная частота питания ГЦН, f_o номинальная частота питания ГЦН, g ускорение свободного падения, приведенный напор ГЦН, напорная характеристика ГЦН (в [6] используется квадратичная аппроксимация этой зависимости).

Расход теплоносителя через реактор определяют как сумму петлевых расходов G_i, а расход через АкЗ -как определенную долю расхода через реактор. Тепловую мощность реактора определяют по результатам измерений в первом контуре с помощью соотношения:



где N тепловая мощность реактора, определенная по результатам измерений в первом контуре; i^г_i^н, i^х_i^н удельная энтальпия теплоносителя в "горячей" и "холодной" нитках 1-ой петли первого контура; i^г_i^цн=i(P, T^г_i^н); i^х_i^н=i(P, T^х_i^н).

Недостатком способа является значительная погрешность из-за большой погрешности измерения перепада давления на ГЦН, а также из-за того, что не учтена существенная априорная информация о наличии связи между различными параметрами теплоносителя.

Целью изобретения является повышение точности контроля теплового режима первого контура за счет повышения точности определения расхода теплоносителя в реакторе и петлях первого контура.

Цель достигается тем, что в способе измерения расхода теплоносителя в первом контуре реакторной установки типа ВВЭР, включающем периодические измерения перепада давления (P^г_i^цн) теплоносителя на ГЦН, частоты питания ГЦН (f^г_i^цн), температуры теплоносителя в "холодных" нитках первого контура (T^х_i^н) и давления теплоносителя в первом контуре (P) дополнительно измеряют перепады давления (P_p) на реакторе и (P^п_i^г) на парогенераторе (далее ПГ) и температуру теплоносителя в "горячих" нитках первого контура (T^г_i^н), используя указанные величины, измеренные в стационарных режимах работы реактора, уточняют коэффициенты гидравлического сопротивления участков первого контура с помощью математической модели вида:



где перепад давления на 1-ом ГЦН; P^п_i^от гидравлическое сопротивление 1-й петли; P^нкс_пот гидравлическое сопротивление нижней камеры смешивания теплоносителя в реакторе; P^drc_пот гидравлическое сопротивление верхней камеры смешивания теплоносителя в реакторе; P^gh_пот гидравлическое сопротивление канала протечек мимо активной зоны реактора; P^frp_пот гидравлическое сопротивление активной зоны реактора, каждое из которых определяют используемым в проектных расчетах соотношением д"Арси [7]



где G массовый расход теплоносителя на данном участке; g 9,81 м/с² ускорение свободного падения; r плотность теплоносителя; S -площадь сечения трубопровода; Dh перепад высот; -коэффициент гидравлического сопротивления, который для активной зоны равен:

z=_м+_трL/d,

где _м местный коэффициент гидравлического сопротивления; L длина трубопровода; d гидравлический диаметр трубопровода; динамическая вязкость теплоносителя; _тр=_тр(Re)=(1,82lgRe-1,64)^-2 коэффициент трения; -критерий Рейнольдса, а для остальных участков z постоянная величина:

далее при работе реакторной установки периодически измеряют перепад давления (P^г_i^цн) теплоносителя на ГЦН, частоту питания ГЦН (f^г_i^цн), температуру теплоносителя в "холодных" нитках первого контура (T^х_i^н), температуру теплоносителей в "горячих" нитках первого контура (T^г_i^н), давление теплоносителя в первом контуре (P), а при повышенных требованиях к погрешности контроля дополнительно измеряют перепад давления (P^п_i^г) на парогенераторах и перепад давления (P_p) на реакторе, и с помощью той же математической модели устанавливают значения расхода теплоносителя в петлях первого контура G_i и активной зоне реактора G^акз, которые используют для определения известным способом тепловой мощности реактора с помощью соотношения (2)

Кроме того, задача решается тем, что значения G_i, G^акз определяют как:



где т знак транспонирования матрицы; A -матрица (m+1)(m+1):





_e дисперсионная матрица погрешностей модели:

(_e)_ij=²_eij,

²_e дисперсия погрешностей уравнений модели;



⁽¹⁾ дисперсионная матрица погрешностей измерений перепадов давления на ГЦН:

(⁽¹⁾)² дисперсия погрешностей уравнений измерений перепадов давления на ГЦН;



b_m+1= -P^frp_пот+P^gh_пот невязки уравнений модели (элементы вектора b вычисляются при G_i=G_i,o, G^акз G^f_o^rp, где G_i,o, G^а_o^кз значения параметров G_i, G^акз в предыдущем временном цикле измерения);



P^г_i^цн.и результат измерения величины P^г_i^цн, P^гцн_i,o -значения параметров P^г_i^цн, вычисленные по расходам теплоносителя в петлях G_i,o, определенным в предыдущем временном цикле измерения.

Цель достигается также тем, что значения G_i, G^акз определяют на (m+2)-ом шаге последовательных уточнений:

G_i=G_i,m+2, G^акз=G^акз_m+2,

где:

G_i,1=G_i,o+⁽_i¹⁾{P^г_i^цн.и-P^гцн_i,o}/B⁽¹_ii⁾ (5)

уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений перепадов давления на ГЦН.

G^а_i^кз=G^а_o^кз- расход через Ак3 на первом шаге не уточняется,



уточненные значения расходов, полученные с использованием модели.

⁽_i¹⁾, ⁽_k²⁾- подбираемые коэффициенты (0<1).

Цель достигается также тем, что при определении значений G_i, G^акз используют измерения перепадов давления на ПГ и реакторе как



где B⁽²⁾ матрица с элементами:



B⁽³⁾ матрица с элементами:



⁽²⁾ дисперсионная матрица погрешностей измерений перепадов давления на ПГ:

(⁽²⁾)² дисперсия погрешностей уравнений измерений перепадов давления на ПГ;

⁽³⁾ дисперсионная матрица 1х1 погрешностей измерений перепадов давления на реакторе:

(⁽³⁾)² дисперсия погрешностей уравнений измерений перепадов давления на реакторе.

Цель достигается также тем, что значения G₁, G^акз определяют на (m+4)-ом шаге последовательных уточнений с использованием измерений перепадов давления на ПГ и реакторе:

G_i=G_i,m+4, G^акз=G^акз_m+4,

где:

G_i,1=G_i,o+⁽_i¹⁾{P^г_i^цн.и-P^гцн_i,o}/B⁽¹_ii⁾

уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений перепадов давления на ГЦН.

G_i,2=G_i,1+⁽_i²⁾{P^п_i^г.и-P^пг_i,o}/B⁽²_ii⁾

уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений перепадов давления на ПГ,



уточненные значения расходов, полученные с использованием измерений перепадов давления на реакторе,

G^а₃^кз=G^а_o^кз расход через АкЗ на первых шагах не уточняется,



уточненные значения расходов, полученные с использованием модели,

⁽_i¹⁾, ⁽_i²⁾, ⁽_i³⁾, ⁽_k⁴⁾ подбираемые коэффициенты (0< 1).

В предлагаемом изобретении при определении расхода теплоносителя дополнительно учтена взаимосвязь между измеряемыми параметрами РУ, сохраняющаяся при их изменении, что выражено гидравлической моделью первого контура (3). Ранее гидравлическая модель первого контура применялась только при расчетах РУ на этапе ее проектирования [7] и не применялась для контроля работающего реактора [8, 9] Отличительные признаки в совокупности с известными в заявляемом способе позволяют повысить точность определения расхода теплоносителя и тепловой мощности реактора.

На чертеже представлено устройство для реализации предлагаемого способа.

В первом контуре энергоблока, включающем ядерный реактор 1, несколько петель 2, каждая с "горячей" ниткой 3, "холодной" ниткой 4, парогенератором 5 и с ГЦН 6, установлены датчики 7, 8 температуры теплоносителя, датчик 9 давления теплоносителя, датчик 10 перепада давления теплоносителя на ГЦН, датчик 11 частоты питания ГЦН, датчик 12 перепада давления теплоносителя на ПГ, датчик 13 перепада давления теплоносителя на реакторе. Датчики соединены с аппаратурой контроля 14, на выходе которой расположены аналого-цифровые преобразователи 15, связанные с ЭВМ 16, включающей память с базой данных 17, дисплей 18 для визуального отображения теплового режима первого контура АЭС, магнитный диск 19 для регистрации результатов измерений и расчетов.

Тепловой режим первого контура АЭС типа ВВЭР контролируют следующим образом.

В нескольких стационарных режимах работы реакторной установки с различным числом работающих петель с помощью штатных измерительных каналов системы контроля, управления и защиты ВВЭР измеряют перепад давления теплоносителя на ГЦН (P^гцн), частоту питания ГЦН (f^ГЦН), температуру теплоносителя в "холодных" нитках первого контура (T^XH) и давление теплоносителя в первом контуре (P), перепад давления (P_p) на реакторе, перепад давления (P^пг) на ПГ, температуру теплоносителя в "горячих" нитках первого контура (Т^ГН), уточняют коэффициенты гидравлического сопротивления участков первого контура с помощью соотношений (3), причем эти измерения проводят столько раз и в таком наборе состояний реакторной установки, которые позволяют обеспечить требуемую точность определения коэффициентов. Если пренебречь систематическими погрешностями, то точность определения коэффициентов обратно пропорциональна квадратному корню из полного числа измерений. Тем самым настраивают гидравлическую модель первого контура.

Такие измерения и настройку модели необходимо периодически повторять в процессе эксплуатации энергоблока с целью учета изменения коэффициентов гидравлического сопротивления, например, вследствие появления отложений на стенках трубопровода.

Далее при работе реакторной установки периодически измеряют перепад давления (P^г_i^цн) теплоносителя на ГЦН, частоту питания ГЦН (f^г_i^цн), температуру теплоносителя в "холодных" нитках первого контура (T^х_i^н), температуру теплоносителя в "горячих" нитках первого контура (T^г_i^н), давление теплоносителя в первом контуре (P) и в зависимости от требуемой погрешности контроля дополнительно измеряют перепады давления (P^п_i^г) на парогенераторах и перепад давления (P_p) на реакторе, и результаты этих измерений используют совместно с моделью измерений:

P^г_i^цн.и=P^г_i^цн

совместно с соотношением (2) для измерения расхода теплоносителя в первом контуре. Если в системе контроля используют ЭВМ с высоким быстродействием и большим объемом оперативной памяти, уточнение расхода проводят с использование соотношения (4), что соответствует алгоритму Калмана [10] При этом получают оптимальную в смысле минимизации дисперсии оценку расхода теплоносителя. Если используют ЭВМ с недостаточной для оптимального измерения производительностью и оперативной памятью представляется предпочтительным использованием соотношений (5, 6). При этом получают субоптимальную оценку расхода теплоносителя, соответствующую алгоритму Качмажа [11] Коэффициенты "альфа" в приведенных выражениях подбирают заранее, исходя из желательной скорости сходимости алгоритма, с одной стороны, и погрешности измерений и модели, с другой.

Предлагаемый способ позволяет повысить точность контроля теплового режима реакторной установки по измерениям параметров первого контура. Так, часть доверительного интервала оценки тепловой мощности реактора, связанная с погрешностью оценки расхода теплоносителя, уменьшается с около 1,1% номинальной мощности (при использовании измерений как в прототипе) перепада давления теплоносителя первого контура на ГЦН до около 0,5% (при дополнительном использовании модели) и до около 0,3% (при дополнительном использовании модели, измерений перепада давления на ПГ и реакторе). Дополнительное повышение точности за счет использования модели и измерений перепада давления на ПГ и реактора составляет около 0,8% номинальной мощности.

Технико-экономический эффект заключается в повышении точности определения тепловой мощности реактора, что дает возможность без уменьшения безопасности повысить мощность реактора за счет запаса на неточность контроля. Для энергоблока электрической мощностью 420 МВт, работающего на номинальной мощности 7000 ч в год, повышение мощности на 0,8% номинальной мощности дает возможность дополнительного производства электроэнергии около 23,5 млн. кВтч в год,

Литература

1. Системы внутриреакторного контроля АЭС с реакторами ВВЭР /В.А. Брагин, И.В. Батенин, М.Н. Голованов и др. Под ред. Г.Л. Левина, М. Энергоатомиздат, 1987, с. 157.

2. Защита ядерных реакторов: Пер. с англ. /под ред. С.Г. Цыпина. М. изд. иностр. лит. 1958.

3. Drucker E.E. Wallace W.D. Determinatlon of Reactor Power by Coolant Activity Monltoring // Muciear Sclence and Engineering, 1958, vol. 3, N 3, P. 215-231.

4. Определение ядерно-физических и теплофизических характеристик ВВЭР с помощью радиационных измерителей /В.В. Лысенко, А.М. Мусорин, А.И. Рымаренко, С. Г. Цыпин. М. Энергоатомиздат, 1985 (Б-ка эксплуатационника АЭС; Вып. 5).

5. Лысенко В.В. Мусорин А.И. Цыпин С.Г. и др. Измерение параметров ВВЭР по активности ¹⁶N //Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 3, с. 204-209.

6. Системы внутриреакторного контроля АЭС с реакторами ВВЭР/ В.А. Брагин, И.В. Батенин, М.Н. Голованов и др. Под ред. Г.Л. Левина, М. Энергоатомиздат, 1987, с. 53-54.

7. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П.Л. Кириллов, Ю.С. Юрьев, В.П. Бобков./ Под общ. ред. П.Л. Кириллова. 2-е изд. М. Энергоатомиздат, 1990.

8. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. М. Атомиздат, 1977.

9. Шальман М.П. Плютинский В.И. Контроль и управление на АЭС. М. Энергия, 1979.

10. Браммер К. Зиффлинг Г. Фильтр Калмана-Бюси. М. Наука, 1982.

11. Бурьян В.М. Ванин В.Е. Итерационная процедура оценивания состояния реакторной установки в СКР. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерное приборостроение, 1, 1987, с. 9-12.