Издательство Томского политехнического университета, 2009 ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ АКНП – аппаратура контроля нейтронного потока АРМ-5С – автоматический регулятор мощности реактора ВВЭР-1000 БЩУ – блочный щит управления ВРК – внутриреакторный контроль ИК – ионизационные камеры ИМ – исполнительные механизмы ЛАР – локальный автоматический регулятор МОСАР – многосвязная однотипная система автоматического регулирования МСАР – многосвязная система автоматического регулирования ОР – органы регулирования (поглощающие стержни) РОМ-2 – устройство разгрузки и ограничения мощности РЩУ – резервный щит управления САР – система автоматического регулирования СУЗ – система управления и защиты ШЭМ – шаговый электромагнитный привод ЭГСР – электрогидравлическая система регулирования турбины 3 ОТ АВТОРА Проблеме выравнивания распределения нейтронного потока в рабочем пространстве активной зоны ядерного реактора столько же лет, сколько атомной энергетике в целом. <...> Эксплуатация уже первых ядерных реакторов показала, что автоматическая стабилизация плотности нейтронного потока в целом по реактору должна быть дополнена устройствами управления распределением этой мощности по активной зоне. <...> Многочисленные аварии на реакторах, как у нас в стране, так и за рубежом, происходили не по причине отказа системы регулирования интегральной мощности (она поддерживала мощность на заданном уровне), а по отсутствию контроля и соответствующего управления распределением мощности по активной зоне. <...> Поскольку амплитуда ксеноновых колебаний прямо пропорциональна плотности нейтронного потока, то в нижней части реактора она больше, чем в верхней, поэтому устойчивость распределения нейтронного поля по объему реактора ухудшается. <...> Для активных зон малых размеров утечка нейтронов стабилизирует распределение нейтронной плотности, поэтому для них проблема распределения потока решается достаточно легко ручными <...>
Системы_автоматического_выравнивания_нейтронного_потока_в_ядерных_реакторах.pdf
УДК 621.039.57(078.8)
К21
Карначук В.И.
К21
Системы автоматического выравнивания нейтронного потока
в ядерных реакторах: учебное пособие / В.И. Карначук; Томский
политехнический университет. – Томск: Изд-во Томского политехнического
университета, 2009. 221 с.
ISBN 978-5-98298-805-8
Пособие разработано в рамках реализации Инновационной образовательной
программы ТПУ по направлению «Атомная энергетика, ядерный топливный
цикл, безопасное обращение с радиоактивными отходами и отработанным
ядерным топливом, обеспечение безопасности и противодействия
терроризму».
Предназначено для студентов физико-технических специальностей,
специализирующихся в разработке и эксплуатации аппаратуры и систем
управления ядерных уран-графитовых реакторов.
УДК 621.039.57(078.8)
Рецензенты
Доктор технических наук, профессор СТА
Б.М. Кербель
Доктор технических наук, профессор,
декан факультета систем управления ТУСУРа
Н.В. Замятин
ISBN 978-5-98298-805-8
© Томский политехнический университет, 2009
© Карначук В.И., 2009
© Оформление. Издательство Томского
политехнического университета, 2009
Стр.2
СОДЕРЖАНИЕ
ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ ......................................................................... 3
ОТ АВТОРА .................................................................................................... 4
ВВЕДЕНИЕ ..................................................................................................... 9
ГЛАВА 1. СИСТЕМЫ АВТОМАТИЧЕСКОГО
РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ОТЕЧЕСТВЕННЫХ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ............................................................ 13
1.1. Система автоматического регулирования
мощности реактора ВВЭР-1000 ...................................................... 13
1.1.1. Аппаратура контроля нейтронного потока .......................... 13
1.1.2. Автоматическое регулирование
мощности реакторной установки В-320 ............................... 28
1.1.3. Выравнивание распределения потока
по высоте активной зоны ....................................................... 58
1.2. Система автоматического управления мощностью
реактора РБМК .................................................................................. 67
ГЛАВА 2. МАТЕМАТИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ
МНОГОМЕРНОГО УПРАВЛЯЕМОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ......... 70
2.1. Одногрупповая модель кинетики реактора ..................................... 70
2.2. Конечно-разностные модели кинетики
многомерного ядерного реактора ................................................... 83
2.3. Методы локальной кинетики ......................................................... 103
ГЛАВА 3. АНАЛИТИЧЕСКОЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЕ
МСАР ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ............................................................... 129
ГЛАВА 4. МНОГОСВЯЗНЫЕ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ
МОЩНОСТЬЮ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
С ФУНКЦИОНАЛЬНЫМ РАЗДЕЛЕНИЕМ КАНАЛОВ ....................... 143
4.1. Многосвязная система с временны'м разделением
каналов регулирования .................................................................. 144
4.2. Многосвязная система итерационного
регулирования потоков в зонах управления ................................ 164
4.3. Алгоритм регулирования по относительным
значениям потока в зонах управления ......................................... 178
219
Стр.219
ГЛАВА 5. МНОГОСВЯЗНЫЕ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ
МОЩНОСТЬЮ РЕАКТОРА БЕЗ ФУНКЦИОНАЛЬНОГО
РАЗДЕЛЕНИЯ ПОДСИСТЕМ .................................................................. 198
5.1. Многосвязная однотипная система автоматического
регулирования распределения с организацией
сепаратных каналов на основе структур, допускающих
неограниченное увеличение коэффициента усиления ............... 205
5.2. Многосвязная система с обратной моделью реактора ................. 215
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ .......................................................................... 217
СОДЕРЖАНИЕ ........................................................................................... 219
220
Стр.220