Система управления и защиты реактора

Основное назначение системы управления и защиты (СУЗ) реактора заключается в непрерывном контроле хода цепной реакции в реакторе и управлении указанным процессом в следующих режимах: первичная загрузка или перегрузка топлива, пуск реактора на мощность и его вывод, работа на заданной мощности и ее изменение, аварийный или плановый останов реактора.

В установившемся режиме работы мощность реактора должна быть равна заданному значению, при этом реактивность должна быть равна нулю, а коэффициент размножения – единице. Тем не менее на практике происходит изменение реактивности из-за температурного эффекта, возникающего вследствие изменения температуры теплоносителя и топлива. В случае изменения уровня мощности изменяется равновесие и максимальное отравление ксеноном, и при длительной работе реактора выгорает топливо, происходит накопление шлаков. Все это приводит к изменению коэффициента размножения.

Система управления должна обеспечивать компенсацию всех изменений реактивности, вызываемых указанными причинами, причем переходный процесс в системе должен соответствовать заданным требованиям при воздействии определенных возмущений.

В качестве управляющих воздействий здесь могут использоваться:

· изменение поглощения нейтронов;

· изменение утечки нейтронов;

· введение или выведение топлива в активную зону.

Наиболее распространенным в современных реакторах является метод поглощения нейтронов. При этом поглотители могут быть как твердыми (стержни), так и жидкими – растворенными в теплоносителе.

В состав АСР мощности реактора входят:

· автоматический регулятор;

· система контроля мощности реактора;

· органы управления.

В зависимости от способа формирования сигнала, характеризующего мощность, различают следующие типы АСР:

· АСР тепловых параметров;

· АСР плотности нейтронного потока;

· комбинированные АСР.

Следует отметить, что плотность нейтронного потока характеризует тепловую мощность энергетического реактора с точностью до 8 %.

Более точным методом определения мощности реактора является способ определения мощности по расходу теплоносителя G и разности температур теплоносителя на входе и выходе Δt:

N_p = G · C_p · Δt,                                     (2.1)

где Cp – изобарная теплоемкость среды.

Описанный способ обладает высокой статической точностью, но имеет большую инерционность. Поэтому для кипящих реакторов в качестве сигнала, характеризующего мощность, может использоваться давление пара, изменение которого говорит о небалансе производимой и потребляемой энергии.

Необходимо отметить, что при малых мощностях сигналы, характеризующие теплотехнические параметры, не используются. АСР функционируют по сигналам ионизационных камер. Однако из-за влияния содержания борной кислоты в теплоносителе, температуры ионизационной камеры и распределения энергoвыделения по oбъему активной зоны пропорциональный коэффициент между мощностью реактора и сигналом ионизационных камер со временем изменяется. В связи с этим при больших уровнях мощности управление осуществляется по теплотехническим параметрам или применяются комбинированные схемы АСР. При управлении мощностью реактора по нейтронному потоку периодически требуется корректировка заданного значения тока камер в зависимости от действительной тепловой мощности реактора.

В зависимости от способа регулирования пространственного распределения мощности различают:

· АСР локальной мощности;

· АСР интегральной мощности;

· комбинированные АСР.

Выбор структуры АСР мощности реактора определяется рядом причин: конструкцией и назначением реактора, его динамическими свойствами и свойствами энергоблока в целом, технологической схемой энергоблока, возмущающими воздействиями, режимом работы энергоблока.

Структурная схема АСР интегральной плотности нейтронного потока приведена на рис. 2.2.

Рис. 2.2. АСР интегральной плотности нейтронного потока:

ИК – ионизационные камеры; УС – усилители сигнала; Р_нм –регуляторы;

ИМ – исполнительный механизм; ЭС – элемент сравнения

Сигнал I, характеризующий действительный ток камеры, от ионизационных камер 1, усиленный средствами контроля нейтронного потока 2, через сумматор поступает к элементу сравнения ЭС. Элемент сравнения вырабатывает сигнал, пропорциональный соотношению

                                     (2.2)

где I₃ – заданный ток камеры; N – действительная плотность нейтронов; N₃ – заданная плотность нейтронов.

Выходной сигнал элемента сравнения определяется выражением

.                       (2.3)

Сигнал, определяемый выражением (2.3), поступает к регулятору Р_нм, вырабатывающему сигнал управления исполнительным механизмом ИМ, после чего исполнительный механизм перемещает управляющие стержни. В общем случае регулирование плотности нейтронного потока осуществляется с помощью интегрального закона регулирования (совместно с исполнительным механизмом). АСР мощности реактора входит в АСУ энергоблоком и играет подчиненную роль, т. е. ее работа определяется режимом работы энергоблока в целом.

Для оперативного прекращения цепной реакции в реакторе в аварийных ситуациях [в которых существует вероятность разрушения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и выхода продуктов деления во внереакторнoе пространство] существуют специальные системы – системы аварийной защиты реактора.

Разрушение ТВЭЛ происходит в случаях:

· пережога, возникающего вследствие превышения мощности допускаемого предела или ухудшения теплоотвода, возникающего вследствие разрыва контура, отключения насосов;

· если скорость изменения мощности превышает допустимые пределы.

Быстрое прекращение цепной реакции деления ядеp топлива при отклонении одного из контролируемых параметров от допустимого значения в реакторе позволяет предотвратить аварийные ситуации. Поэтому нейтронная мощность и скорость ее изменения в реакторе, а также определенные технологические параметры непрерывно контролируются в любых режимах работы реактора.

Контролируемые параметры выбираются в зависимости от степени полноты и достоверности информации о состоянии реактора, определяемой этими параметрами.

В этом качестве могут быть использованы следующие технологические параметры:

· температура или давление первого контура;

· расход теплоносителя.

Останов реактора производится в случае отключения питания главных циркуляционных насосов, питания на щите системы управления и защиты.

В случаях, когда непосредственное измерение необходимых параметров (локальные тепловые потоки от ТВЭЛ к теплоносителю; скорости теплоносителя в ТВС; температура ядерного топлива и оболочки) в действующем реакторе невозможно, их значения определяются косвенным путем.

Обеспечение надежности работы системы управления и защиты реактора осуществляется за счет:

· применения надежных основных и резервных источников питания;

· дублирования каналов;

· применения специальных принципов проектирования автоматизированных систем.

Управляющие или защитные воздействия в системах аварийной защиты реактора определяются возникающими нарушениями или опасностью. Некоторые аварии (например, увеличение плотности нейтронов) предотвращаются оперативным снижением реактивности. В случае возникновения аварий, возникающих вследствие технологических нарушений (например, разрыв трубопроводов первого контура), аварийную защиту дополняют системой аварийного охлаждения зоны.

Рассмотрим системы защит энергетического реактора типа ВВЭР-1000.

Аварийная защита (АЗ) срабатывает в случае одновременного падения всех органов регулирования до крайнего нижнего положения. При этом действие системы АЗ не прекращается.

Предупредительная защита (ПЗ) в зависимости от типа вызывает поочередное движение групп стержней, начиная с рабочей, вниз с рабочей скоростью, при этом ликвидация сигнала причины срабатывания защиты приводит к отмене команды (тип ПЗ-1). ПЗ-2 запрещает движение стержней вверх до исчезновения сигнала причины срабатывания защиты.

Технические средства и электрооборудование АЗ и ПЗ разделены на независимые комплексы: два комплекса АЗ и один комплекс ПЗ. Причем комплексы размещаются в различных помещениях.

Выработка сигналов АЗ и ПЗ производится по принципу два из трех, т. е. на щит управления подается светозвуковой сигнал о срабатывании одного или двух приборов, если второй прибор при этом отказал.

Для систем АЗ и ПЗ предусматривается возможность апробации систем без воздействий на объект управления [8].