МАТЕМАТИЧНА МОДЕЛЬ І МЕТОД АВТОМАТИЗОВАНОГО УПРАВЛІННЯ ПОТУЖНІСТЮ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИЧНОЇ УСТАНОВКИ

В.В. Ватаман, Т.В. Петік, К.В. Беглов

Èlektron. model. 2022, 44(4):28-40

https://doi.org/10.15407/emodel.44.04.028

АНОТАЦІЯ

Створення методів автоматизованого управління потужністю енергоблоків є актуальною задачею, для вирішення якої доцільно задіяти потужності атомних електростанцій. За­про­поновано математичну модель ядерної енергетичної установки (ЯЕУ) як об’єкта керування, яка включає багатозонну модель активної зони з розподіленими параметрами, що дає змогу врахувати її внутрішні властивості (у тому числі перехідні процеси на ксеноні). Це дозволяє зменшити похибку моделювання статичних і динамічних властивостей ЯЕУ. Розроблено метод автоматизованого управління зміною потужності ЯЕУ з використанням трьох контурів управління: один підтримує регламентну зміну потужності реактора за допомогою регулювання концентрації борної кислоти в теплоносії, другий підтримує необхідне значення аксіального офсету, змінюючи положення стрижнів регулювання, а третій підтримує температурний режим теплоносія. Через регулювання положення головних клапанів турбогенератора розроблений метод дозволяє покращити стабільність енерговиділення в активній зоні при зміні її потужності за нормальних умов експлуатації реактора.

КЛЮЧОВІ СЛОВА:

атомна електростанція, аксіальний офсет, водо-водяний ядерний реактор.

СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ

1. Petik, T., Vataman, V. and Beglov, K. (2021), “Simulation of pressurized water reactor to find the best control solution”, Energy Engineering and Control Systems, Vol. 7, no. 2, pp. 126-
2. Voronov, A.A. (1985), Vvedeniye v dinamiku slozhnykh upravlyayemykh sistem [Introduction to the dynamics of complex control systems], Nauka, Moscow, USSR.
3. Fedorov, V.H., Tytov, V.F. and Rassokhyn, N.H. (1992), Parogeneratory atomnykh elect­rostantsiy [Steam generators of nuclear power plants], Energoatomizdat, Moscow, Russia.
4. Maksimov, M.V., Foshch, T.V. and Nykolskyi, M.V. (2014), “Analysis of the influence of power control methods of a power unit with a pressurized water reactor on the axial offset”, Eastern European Journal of Advanced Technology, Vol. 8, no. 68, pp 19-
5. Troianovskyi, B.M., Fylyppov, H.A. and Bulkyn, A.E. (1985), Parovyye i gazovyye turbiny atomnykh elektrostantsiy [Steam and gas turbines of nuclear power plants], Energoatomizdat, Moscow, USSR.
6. Foshch, T., Portela, F., Machado, J. and Maksimov, M. (2016), “Regression models of the nuclear power unit VVER-1000 using data mining techniques”, Procedia Computer Scien­ce, 100, рр. 253-262.
7. Fosh, T.V. (2014), “Analysis of the axial offset of a VVER-1000 power unit in the maneuvering mode”, Trudy Odesskogo politekhnicheskogo universiteta, Vol. 1, no. 43, pp. 97-
8. Kolesov, V.F., Leppyk, P.A. and Pavlov, S.P. (1990), Dinamika yadernykh reaktorov [Dynamics of nuclear reactors], Ener­goatomizdat, Moscow, USSR.
9. Demchenko, V.A. (2001), Avtomatizatsiya i modelirovaniye tekhnologicheskikh protsessov AES i TES [Automation and modeling of technological processes of nuclear power plants and thermal power plants], Astroprint, Оdessa, Ukraine.
10. Krainov, Yu.A. and Astakhov, S.A. (1987), Nekotoryye neytronno–fizicheskiye kharakteristiki seriynogo reaktora VVER–1000 pri manevrirovanii moshchnostyu [Some neutronic characteristics of the serial VVER-1000 reactor during power maneuvering], Institute of Atomic Energy named after I.V. Kurchatov, Moscow, USSR.
11. Kyryllov, Y.Y. and Yvanov, V.A. (1966), Regulirovaniye parovykh i gazovykh turbin [Regulation of steam and gas turbines], Mashinostroyeniye, Leningrad, USSR.
12. Kyryllov, Y.Y., Yvanov, V.A. and Kyryllov, A.Y. (1978), Parovyye turbiny i paroturbinnyye ustanovki [Steam turbines and steam turbine plants], Mashinostroyeniye, Leningrad, USSR.
13. Lukasevych, B.Y., Trunov, N.B., Drahunov, Yu.H. and Davydenko, S.E. (2004), Parogeneratory reaktornykh ustanovok VV·ER dlya atomnykh elektrostantsiy [Steam generators of VVER reactor plants for nuclear power plants], ICC Akademkniga, Moscow, Russia.
14. Trunov, N.B., Logvinov, S.A. and Dragunov, Yu.G. (2001), Gidrodinamicheskiye i teplokhimicheskiye protsessy v PGkh AES s VVER [Hydrodynamic and thermochemical processes in steam generators of nuclear power plants with VVER], Energoatomizdat, Moscow, Russia.
15. Todortsev, Yu.K., Foshch, T.V. and Nykolskyi, M.V. (2013), “Analysis of power control methods for a power unit with a pressurized water reactor during maneuvering”, Vostochno-yevropeyskiy zhurnal peredovykh tekhnologiy, Vol. 8, no. 66, pp. 3-
16. Foshch, T. and Pelykh, S. (2017), “Improved models and method of power change of NPP unit with VVER-1000”, Automation of technological and business-processes, Vol. 9, no. 1, рр. 56-
17. Filipchuk, E.V., Potapenko, P.T. and Postnikov, V.V. (1981), Upravleniye neytronnym polem yadernogo reaktora [Control of the neutron field of a nuclear reactor], Energoatomizdat, Moscow, USSR.
18. Maksimov, M.V., Baskakov, V.E., Pelykh, S.M. and Tsiselskaya, T.O. (2011), Patent No.59039, IPC G 21 C 7/00 “Method of controlling nuclear power plant with water type reactor when changing reactor power or external load”, u201102453; application date March 01, 2011, publication date April 26, 2011; Bulletin № 8.

Повний текст: PDF