Проектирование системы управления физической мощностью исследовательского ядерного реактора на основе анализа оптимальных процессов

В настоящее время в СССР осуществляется широкая программа работ по развитию ядерной энергетики. В соответствии с решениями ХХ1У, ХХУ и Ш1 Съездов КПСС ядерная энергетика нашей страны развивается опережающими темпами по сравнению с энергетикой в целом. В общем приросте электроэнергетических мощностей в десятой пятилетке (1975;1980 г. г.) доля АЭС составила около 20%, а на европейской части страны — около 35%. Особое место занимают станции, сооруженные или сооружаемые в районах, где использование других видов энергии затруднено или невозможно (Билибинская АТЭЦ, Кольская АЭС, Шевченковская АЭС), а также ядерные энергетические установки морских судов, космических летательных аппаратов и т. п. Все более очевидна роль, которую способно сыграть дальнейшее развитие ядерной энергетики в защите окружающей среды от загрязнения, а также в сохранении сложившейся экологической обстановки крупных областей и целых регионов /1,2/.

Развитие ядерной энергетики обеспечено широкими исследованиями в области ядерной физики, техники и технологии, материаловедения, которые проводились и проводятся на исследовательских ядерных реакторах (ИЯР).

Наряду с решением проблем, прямо связанных с развитием ядерной энергетики, ИЯР стали незаменимым инструментом исследований в различных областях физики, химии, биологии, медицины.

Непрерывное увеличение числа ИЯР, расположение их вблизи и в пределах населенных пунктов делают одной из самых актуальных задачу повышения безопасности эксплуатации реакторных установок.

Важнейшей системой реактора, обеспечивающей его безопасную работу и выполнение заданной программы является система управления и защиты (СУЗ).

СУЗ ИЯР должна осуществлять надежное и точное управление нейтронным потоком в различных режимах, специфика которых определяется особенностями проводимых исследований. Условия экспериментов могут требовать частых пусков ИЯР цри значительной неопределенности начального значения реактивности с последующим программным изменением нейтронного потока с высокой точностью в широком диапазоне. Высокая точность поддержания физической мощности ЙНР должна обеспечиваться при непредсказуемых полностью возмущениях условий размножения нейтронов в активной зоне, вызываемых внесением поглощающих или делящихся образцов, нестационарным отравлением, возникающем цри кратковременных остановках, которые бывают необходимы (особенно для высокопоточных реакторов) для смены облучаемых образцов или частичной перегрузки топлива, и другими причинами. Парируя эти достаточно быстрые возмущения, система управления должна в то же время обеспечивать точную стабилизацию нейтронного потока в течение длительного времени, то есть обладать высокой долговременной стабильностью. Условия экспериментов могут требовать управления нейтронным потоком «в среднем» по всей зоне, в некоторой заданной точке или области активной зоны, в одном или нескольких петлевых каналах, то есть в ряде случаев прямо ставят задачу пространственного управления нейтронным полем исследовательского реактора /3/. Таким образом, исследовательский характер работ, проводимых на ИЯР, не только не снижает требования к их СУЗ по сравнению с требованиями к СУЗ энергетических и даже транспортных реакторов, а, напротив, делает их (требования) более разнообразными и порой противоречивыми. Требования к СУЗ ИЯР дополнительно ужесточает то обстоятельство, что для повышения эффективности исследований обслуживание этих установок должно во многих случаях осуществляться минимальным составом специалистов-управленцев. Поэтому аппаратура СУЗ ИЯР должна быть црос-той и надежной, неисправности отдельных блоков должны диагностироваться просто и быстро, а работоспособность системы в целом быстро восстанавливаться заменой блоков, желательно не требуя при этом остановки ШР.

СУЗ современных ИЯР достались последним в наследство от первых энергетических реакторов. До сих пор на многих ИЯР работают ламповые регуляторы уровня (УРМ) и скорости (УРС) того же типа, что использовались в свое время для управления реактором Первой в мире АЭС. Эта аппаратура заметно устарела как физически, так и морально. Системы на основе этой аппаратуры с трудом удается довести до уровня, определяемого Правилами ядерной безопасности (ПБШ /4/, введенными с целью гарантировать высокий уровень безопасности при работе ЩР. Это обстоятельство неоднократно отмечалось на Координационных совещаниях по работам на ИЯР в 1976, 1978, 1980 г. г. Однако на настоящий день по-прежнему не существует комплекта аппаратуры СУЗ, который можно было бы рассматривать в качестве типового для ИЯР, а технические задания на аппаратуру управления ограничиваются общими требованиями, идентичными требованиям НБЯ в соответствующих разделах.

Выполнение ПШ позволяет избежать грубых цромахов при цроек-тировании СУЗ ИЯР. Однако в пределах этих требований разработчику СУЗ представлена большая свобода в выборе структуры системы и её общих характеристик, а также элементов и устройств для реализации общих требований в конкретной системе.

Цель настоящей работы — создание методики проектирования, разработка и внедрение системы автоматического управления исследовательского реактора, обеспечивающий высокое качество и безопасность цроцессов автопуска и стабилизации мощности ИЯР.

Дяя достижения поставленной цели необходимо последовательно решить следующие задачи:

1. Рассмотреть предельные возможности исследовательского реактора как объекта управления с ограниченной областью допустимых значений рабочих параметров во всем диапазоне изменения физической мощности.

2. Разработать закон управления с обратными связями, обеспечивающий близкий к оптимальному по быстродействию пуск реактора из подкритического состояния и вывод его на заданный уровень физической мощности.

3. .Исследовать чувствительность оптимальных процессов и сформулировать на этой основе технические требования к аппаратуре, реализующей управление реактором с заданной степенью приближения к оптимальному.

4. Провести экспериментальное изучение оптимальных процессов управления ИЯР.

5. Спроектировать и испытать оптимальный регулятор физической мощности ИЯР.

Работа по созданию системы автоматического управления была поручена МИФИ решениями X и XI Координационных совещаний по работам, проводимым с использованием на ИЯР. Ряд этапов работы проведен по Постановлению правительства в рамках создания системы автопуска и регулирования физмодели реактора ПИК.

Научная новизна диссертации состоит в том, что впервые получены следующие результаты:

I. Проанализированы предельные возможности управления физической мощностью ИЯР в источниковом и энергетическом диапазонах.

Z. Обоснован нелинейный закон оптимального управления с обратной связью, как функции физической мощности и приведенной скорости её изменения.

3. Исследована чувствительность оптимальных процессов, в том числе:

— предложен критерий чувствительности в виде относительных отклонений процесса от оптимального вида;

— оцределена взаимосвязь отклонений процесса от оптимального и динамических параметров блоков системы управления;

4. Сформулирован критерий и количественно оценены условия согласования скоростей изменения реактивности в трактах автоматического регулирования и компенсации.

5. Предложена методика и проведены экспериментальные исследования процессов на ИРТ МИФИ.

6. Спроектирована и реализована структура практической оптимальной системы уцравления физической мощностью ИЯР.

7. Разработана методика и проведены испытания созданной системы.

Практическая значимость диссертации состоит в том, что её результаты использованы при разработке прибора регулирования ЕИР-2И и канала контроля, защиты и регулирования «Мираж» .

Система автоматического управления (САУ) на базе канала «Мираж» обеспечивает безопасный характер управляемых процессов:

— плавное монотонное увеличение реактивности от начального до асимптотического значения;

— отсутствие выбегов мощности после достижения заданного уровня;

— возможность эффективного контроля за работой САУ по отклонениям процесса от заданного, имеющего ясные физические характеристики.

На канал «Мираж» выпущен комплект конструкторской и эксплуатационной документации,.

Результаты диссертационной работы внедрены в виде разработанных приборов БИР-2И и «Мираж» и методик их испытания на реакторах ИР-8 ИАЭ им. И. В. Курчатова, ИРТ МИФИ, «Аргус». Опыт внедрения канала «Мираж» на ИРТ МИФИ показал, что созданная система значительно облегчает условия работы обслуживающего персонала и обеспечивает снижение количества ошибочных действий. Внедрение канала «Мираж» в СУЗ типового реактора «Аргус» дало экономический эффект 476 тыс. руб., из них 250 тыс. руб. экономии — за счёт использования результатов разработки оптимального регулятора, проведенной в диссертационной работе.

Основные результаты работы были доложены и одобрены на XI и ХП Координационных совещаниях по работам, проводимым с использованием ИЯР (Ташкент, 1980; Алма-Ата, 1982) — на заседании секции НТС предприятия п/я A-729I (Москва, 1982) — на 14-м отраслевом семинаре «Разработка, опыт эксплуатации и перспективы развития СУЗ ядерных реакторов» (Москва, 1983) — на заседании НТС отдела ядерной безопасности ФЭИ (Обнинск, 1983) — на заседании НТС кафедры автоматики и телемеханики МИФИ (Москва, 1983).

Прибор ЕИР и канал «Шраж» демонстрировались на ВДНХ СССР. Решениями ЦК ВЛКСМ и Главвыставкома автор данной диссертации отмечен знаком «Лауреат НТТМ» и бронзовой медалью ВДНХ.

По результатам проведенных работ выпущено 13 научных трудов /26,., 38), из них 5 печатных, подана заявка на изобретение.

Диссертация состоит из введения, 4-х глав, заключения и списка литературы.

Выводы.

В результате проделанной работы создан и испытан макет оптимальной системы управления физмощностью ИЯР. Выводы из этой работы состоят в следующем:

1. Синтез системы по предложенной методике является целенаправленным процессом, позволяющим исключить перебор вариантов при проектировании системы с заданными свойствами.

2. Предложенная методика испытаний представляет собой последовательность взаимосвязанных режимов, в каждом из которых выявляется какая-либо одна особенность работы системы в чистом видезнание этих особенностей дает возможность предсказать поведение системы в сложных режимах, являющихся суперпозицией простых.

3. Результаты экспериментального исследования макета системы качественно и количественно совпадают с теоретически предсказанными практическими возможностями управления ядерным реактором.

Основной итог проделанной работы — создание, апробирование и внедрение методики проектирования эффективной и безопасной системы автоматического управления исследовательским ядерным реактором. Предложенная методика и результаты исследования дают исчерпывающие данные для эскизного проектирования управляющего устройства и подсистемы автоматического пуска и регулирования физической мощности применительно к конкретным условиям эксплуатации.

Теоретические и экспериментальные результаты цроведенного исследования состоят в следующем:

1. Успешно решена узловая проблема проектирования системывыбор математической формулировки оптимальной задачи, решение которой дает эффективную базу инженерного синтеза практической САУ;

2. Проанализированы управляемые процессы в источниковом и энергетическом диапазонах, рассмотрена логарифмическая модель кинетики ядерного реактора и на этой основе выбраны координаты управления — физическая мощность и цриведенная скорость её изменения, а также описала область цели управления во всех режимах работы ИЯР.

3. Изучено управление физической мощностью и приведенной скоростью в структурах с обратной связью, что дало возможность сформулировать нелинейный закон управления в функции от выбранных координат.

4. Исследована качественно и количественно чувствительность процессов в синтезированной системе к наличию запаздывания сигнала в контурах регулирования, следствием исследования явились соотношения между динамическими параметрами блоков системы и отклонениями процессов от оптимального вида.

5. Проанализированы возможности сокращения времени автопуска реактора цри использовании для этой цели органов компенсации реактивности совместно с автоматическим регулятором, сформулирован критерий и дана количественная оценка условий согласования скоростей изменения реактивности в трактах регулирования и компенсации.

6. Предложена методика и проведены эксперименты на реакторе ИРТ МИФИ в процессе которых:

— уточнены границы источникового и энергетического диапазонов мощности реактора;

— подтверждена достаточность описания управляемых процессов в ИЯР моделью кинетики с нулевым временем генерации мгновенных нейтронов;

— продемонстрирована практическая возможность оптимального по быстродействию управления критическим реактором.

7. Разработан и изготовлен канал контроля защиты и регулирования «Мираж», в составе которого реализован оптимальный регулятор.

8. Собрана и настроена система управления физической мощностью ИЯР на базе канала «Мираж» .

9. Разработана методика, обеспечившая безопасность проведения испытаний и достоверное определение главных особенностей процессов во всех режимах работы:

10. По разработанной методике проведены натурные испытания созданного регулятора и системы в целом, результаты которых подтвердили правильность теоретических цредпоеылок и выводов, а также наглядно продемонстрировали более безопасный по сравнению с традиционными системами характер переходных процессов.

В процессе проведения исследовании оптимального уцравления ИЯР было создано семейство регуляторов — БИР-I, ЕИР-2и, «Мираж», которые апробированы и работают на исследовательских реакторах ИРТ МИФИ, ИР-8 и Аргус ИАЭ им. И. В. Курчатова.

Максимальное использование возможностей управления для достижения оптимального быстродействия позволяет снижать ограничения на приведенную скорость изменения физической мощности при сохранении приемлемой длительности переходных цроцессов, т. е. повышать безопасность реактора, не ухудшая эффективность его функционирования.

Практика длительной (более 5 лет) эксплуатации оптимального регулятора на реакторе ИРТ МИФИ' показала, что наглядность оптимальных процессов управления позволяет в короткий срок сформировать у штатного управляющего персонала стереотип желаемых процессов, что облегчает операторам возможность правильной оценки работы системы по отклонениям от этого стереотипа. Это облегчение условий работы операторов приводит в конечном итоге к уменьшению количества ошибочных действий и, как следствие, к снижению числа неплановых остановок, что является црямым вкладом в повышение технико-экономических показателей работы всего исследовательского комплекса с ядерным реактором.

1. Мешков А. Г. 25 лет ядерной энергетики. — Атомная энергия, 1979, т.46, вып.6, с.371−374.

2. Петросянц A.M., Батуров Б. Б. Роль атомной энергии в энергетическом комплексе страны. — Атомная энергия, 1981, т.50, вып.6, с.371−376.

3. Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. П. Исследовательские ядерные реакторы. — М.: Атомиздат, 1972. — 272 с.

4. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов: ПБЯ-03−75. — М., 1975. — 43 с.

5. Математическая теория оптимальных процессов. Изд. 3-е. /Л.С.Понтрягин, В. Г. Болтянский, Р. В. Гамкрелидзе, Е. Ф. Мищенко.-М.: Наука, 1976, — 392 с.

6. Болтянский В. Г. Математические методы оптимального управления.-М.: Наука, 1968. — 408 с.

7. Murray BLnghamC.R., Martin С F., /?eaetor/rcr?e?ie aaafysis 6y ar? inverse methodA/uef. Sei. ?r?(f. v/0} p 40/- 490.

8. Mor? taK. Time Optimae 2) igiiaf Computer Cootrof of Nuefear Peaetorsfl) -Journal of//aefear ?ctr?ce ar? cf Tecf? r?oCa^t v3t л/в, p227−256.

9. A7ar? ta к. Time Optima С Digital Computer Centra С of /Vc/cCeorr /?ecrc?e?rjf//JУос/гпае of Aft/с fleers;

10. A7o/7?a /С. Time 0/oiirr?o, e> taC Computer.

С or? fro С о/ Afi/cCear fieactorsf/Z/JCf&tsmaC of Aft/cCe&r Sconce ar? cf fecf? r?0Co.

11. Плютинский В. И., Казачков В. И., Вишняков В. И. Некоторые вопросы оптимального регулирования ядерных реакторов. — В кн.: Управление ядерными энергетическими установками, М., 1966, вып. I, с.36−48.

12. Чупрун Б. Е. Об оптимальной по времени программе пуска ядерного реактора с учётом ограничений и требования конечной устойчивости режима по отношению к возмущениям. — В кн.: Управление ядерными энергетическими установками, М., 1967, вып.2, с.63−71.

13. Чупрун Б. Е. Приближенное отыскание оптимальной программы пуска ядерного реактора при наложении требования конечной устойчивости. — В кн.: Управление ядерными энергетическими установками, М., 1969, вып. З, с.26−42.

14. Апексаков Г. Н., Попов B.C. Применение теории оптимального управления к синтезу релейной системы автоматического регулирования ядерного реактора. — В кн.: Управление ядерными энергетическими установками, М., 1970, вып.4, с.67−80.

15. Mohfrrfi.R., ?hen C.N. Optimae control of.

Л/ucfear Peactors. -New York: Peac/emtc Press, /970.

16. Апексаков Г. Н., Белоусов В. И., Крюков А. П. Проектирование СУЗ на основе теории оптимального управления. — Атомная энергия, 1972, т.32, вып. З, с.228−229.

17. Ocfuri К.} EbLzuka Y. Synthesis ofXigltc/CControl Sistems for Mi/cfear Reactors {l)0ptLrr?c/f tut tops to Power Ctf/ztrof РгобГетз-Ушгт^ afA/i/c&ar Sci/ice Tec/zmfoffi.

У/jT v/2. 4//? /7 39/-40/.

18. Аяексаков Г. Н. Теория оптимального управления в цроектиро-вании СУЗ ядерных реакторов. — Атомная энергия, 1975, т.39, вып.6, с.397−400.

19. Алексаков Г. Н. Оптимальное (по быстродействию) управление нейтронным потоком ядерного реактора. — В кн.: Автоматизация управления технологическими процессами, М., 1977, вып.2, с.17−30.

20. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов. Перевод с англ. — М.: Атомиздат, 1975. 400 с.

21. Шульц М. А. Регулирование энергетических ядерных реакторов. Перевод с англ. — М.: Иностранная литература, 1957,-460 с.

22. Кипин Дж.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. Перевод с англ. — М.: Атомиздат, 1967. — 428 с.

23. Атанс М., Фалб П. Оптимальное управление. Перевод с англ. -М.: Машиностроение, 1968. — 764 с.

24. Павлов А. А. Синтез релейных систем оптимальных по быстродействию. — М.: Наука, 1966. — 392 с.

25. Казачков В. И. Дифференцирующий усилитель в системе контроля ядерного реактора. — В кн.: Управление ядерными энергетическими установками, М., 1966, вып.1, с.