А) Характеристика об'єкта управління

На рис. 4.9 показана спрощена технологічна схема атомного енергоблоку потужністю 600 МВт. Енергоблок складається з ядерного реактора, трьох теплообмінників, трьох парогенераторів та трьох турбін з електрогенераторамим Тепло, що генерується в реакторі, відводиться через три незалежні «теплові завіси», кожна із них побудована за трьохконтурною схемою; перших двох контурах служить розплавлений нами, третій контур пароводяної. Циркуляційні насоси забезпечують безперервний рух теплоносія. Підготовка води здійснюється в конденсаторі і деаераторі.

Рис. 4.9. Спрощена технологічна схема атомного енергоблоку.

Ядерний енергетичний реактор, як відомо, призначений для виробництва теплової енергії за рахунок енергії, що звільняється в результаті ланцюгової реакції поділу атомних ядер речовини, що грає роль ядерного палива. Теплова енергія виділяється в так званій активній зоні реактора, в якій рухаються вільні нейтрони. Якщо нейтрон певної енергії поглинається ядром палива, то відбувається (з певною ймовірністю) розщеплення цього ядра на два осколки або більше. При розподілі ядра вивільнюється велика кількість енергії у вигляді кінетичної енергії осколків. В результаті гальмування цих осколків їх кінетична енергія переходить у теплову. У кожному акті поділу використовуються два-три нейтрона, які здатні викликати розподіл інших ядер палива. Нейтрони можуть взяти участь в інших реакціях, можуть бути поглинені в інших матеріалах активної зони або вийти за її межі. Необхідна умова підтримання ланцюгової реакції полягає в тому, щоб в кожному акті поділу ядра палива виникав принаймні один нейтрон, який викликав би поділ іншого. Потужність реактора залежить від числа поділів, від числа нейтронів в активній зоні. Змінювати число нейтронів можна, регулюючи їх поглинання спеціальними елементами з поглинаючого матеріалу - регулюючими стрижнями, які можна занурювати і витягувати з активної зони. Елементи з поглинаючих матеріалів використовуються також для компенсації запасу палива, що забезпечує роботу реактора протягом тривалого часу, і для вирівнювань полів енерговиділення.

В процесі ділення утворюються нейтрони, володіющие високими енергіями, - швидкі нейтрони. Поділ ядер палива може бути обумовлено поглинання як швидких нейтронів, так і повільних (теплових), що володіють малою енергією, вповільнилися в результаті зіткнень з атомними ядрами спеціально помещаемого в активну зону легкого елемента - за-повільний. Якщо більшість ділень викликається поглинанням теплових нейтронів, то реактор називає ся реактором на теплових нейтронах, або тепловим реактором; якщо ж поділ викликається в основному швидкими нейтронами, то й реактор називається реакторів ром на швидких нейтронах - швидким реактором. Розглянутий як приклад енергоблок оснащен реактором на швидких нейтронах. Важливою особливістю таких реакторів є компактність актив ної зони, пов'язана з відсутністю сповільнювача, і внаслідок цього висока теплова напруженість пространства активної зони, велика інтенсивність про протікають в ній теплових процесів, що викликає по-височини вимоги до систем, що забезпечує за щиту, управління та безпеку роботи реактора.

Як технологічний об'єкт управління атомний енергоблок з реактором на швидких нейтронах характе ризуется наступними важливими особливостями:

· складністю технологічної схеми, зумовлює щей наявність інтенсивних взаємозв'язків між пара метрами процесу;

· наявністю численних апаратів та агрегатів при обмеженою доступності багатьох приміщень, в яких вони знаходяться, що призводить до необхідності контроліровать більше 5000 сигналів - значень параметрів технологічних процесів і стану устаткування;

· високими вимогами до безпеки роботи блока, тобто до надійності і якості функціонування всіх засобів автоматики і системи управління в цілому;

· необхідністю розраховувати значення понад 15 тис. ядерно-фізичних, теплотехнічних, гідравлічних і інших параметрів, недоступних для прямого виміру.

Щоб енергоблок, що володіє такими особливостями, міг безперебійно давати електроенергію, він повинен бути оснащений розвиненою і високонадійної АСУ ТП. Критерієм управління в такій системі є мінімізація собівартості відпускається електроенергії при дотриманні завдань диспетчерського графіка енергосистеми і безумовному виконанні вимог безпеки. Можливість виникнення аварійних ситуацій, які можуть призвести до руйнування реактора та іншого обладнання з радіоактивним середовищем, повинна бути практично виключена.

Дата добавления: 2015-07-18