Имто

Оглавление

Список принятых сокращений 3
Введение 4
1 Разработка математической модели объекта управления 5
1.1 Принципиальная схема АЭУ как объекта управления 5
1.2 Математическое описание процессов в АЭУ 6
1.2.1 Моделирование кинетики ядерного реактора 6
1.2.1.1 Уравнение и передаточная функция кинетики ядерного
реактора без учета запаздывающих нейтронов 71.2.1.2 Уравнение и передаточная функция кинетики ядерного
реактора с учетом запаздывающих нейтронов 7
1.2.1.3 Передаточная функция ядерного реактора с одной
осредненной группой запаздывающих нейтронов 8
1.2.1.4 Расчет передаточной функции кинетики ядерного реактора и построение ее логарифмических частотных характеристик 9
1.2.2Математическая модель теплообмена в ядерном реакторе 11
1.2.3 Математическая модель перемешивания и транспортного
запаздывания теплоносителя 15
1.2.4 Математическое описание теплоэнергетических процессов в парогенераторе 18
1.2.4.1 Приближенная оценка температуры теплоносителя на выходе из парогенератора 18
1.2.4.2 Динамика уровня в парогенераторе 231.2.5 Внутренние обратные связи в ядерном реакторе 24
1.2.6 Многомерная структурная схема АЭУ с ВВЭР-1000 26
2 Проектирование системы автоматического регулирования ядерного
реактора 28
2.1 Программа управления АЭУ 28
2.1.1 Базисная программа управления АЭУ при ТСР = const 29
2.1.2 Базисная программа управления АЭУ при РП = const 30
2.2 Автоматический регулятор мощности АРМ-5 302.3 Регулятор РРН САР мощности АЭУ с ВВЭР-1000 31
2.4 Регулятор РРТ САР мощности АЭУ с ВВЭР-1000 33
Заключение 35
Литература 36
Приложение А. Графики переходных процессов
37







Список принятых сокращений:


АЗ – активная зона;
АРМ – автоматический регулятор мощности реактора;
АЭС – атомная электростанция;
АЭУ – атомная энергетическая установка;
ВВЭР – водо-водянойэнергетический реактор;
КПД – коэффициент полезного действия;
ЛЧХ – логарифмические частотные характеристики;
ОС – обратная связь;
ПГ – парогенератор;
ППУ – паропроизводящая установка;
ПФ – передаточная функция;
САР – система автоматического регулирования;
ТВС – тепловыделяющая сборка;
ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент;
ТКР – температурный коэффициент реактивности;
ТН – теплоноситель;
ЯР – ядерныйреактор.























ВВЕДЕНИЕ

В настоящее время значительно возросла роль атомной энергетики в промышленном комплексе нашей страны, наблюдается интенсивное развитие этой отрасли, непрерывно увеличивается количество энергии, вырабатываемой атомными энергетическими станциями (АЭС). В связи с этим все более актуальным становится вопрос о безопасности, надежности иэкономичности эксплуатации атомных энергетических установок (АЭУ). Решением этой задачи является обеспечение возможности управления процессами в установке, а также создание системы контроля, регулирования и защиты. Для этого необходимо иметь представление об объекте и его особенностях.
АЭУ представляет собой сложный технологический объект управления, одной из особенностей которого являетсязначительная разветвленность и наличие значительного числа разнородных элементов, в которых одновременно протекает большое количество разных процессов: нейтронно-физических, гидравлических, теплофизических и так далее. Связь этих объектов в единую работоспособную систему достигается с помощью автоматического и дистанционного управления.
На сегодняшний день существует большое число различных АЭУ,использующихся в различных направлениях с совершенно специфическими целями и назначениями. Очевидно, что для полного понимания и осознания, а также возможности полного представления поведения АЭУ в тех или иных режимах работы, нам нужна математическая модель объекта, которая будет с необходимой степенью точности отражать происходящие «превращения» в данном объекте.
Как объект...