Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Обзор современных исследований в области управления мощностью реактора при работе АЭС с ВВЭР в режиме регулирования нагрузки 10
ГЛАВА 2. Описание объекта автоматизации 20
2.1 Описание реакторной установки ВВЭР-1000 20
2.2 Описание исполнительного механизма системы управления и защиты реактора 28
2.3 Особенности регулирующего органа системы управления и защиты 34
2.4 Выводы 35
ГЛАВА 3. Постановка задачи 36
ГЛАВА 4. Исследование изменений локального теплового потока на поверхности твэл в режимах с изменением мощности реактора 38
4.1. Исследование влияния изменения положения ОР СУЗ на изменение локального теплового потока 38
4.2 Выводы 42
ГЛАВА 5. Разработка математической модели энергоблока АЭСсВВЭР-1000 43
5.1 Описание расчетной схемы 43
5.2 Оценка адекватности модели энергоблока 50
5.2.1 Сброс нагрузки на 500 МВт 50
5.2.2 Снижение нагрузки на 200 МВт 55
5.2.3 Отключение двух смежных ГЦН 59
5.3 Выводы 68
ГЛАВА 6. Исследование динамических характеристик энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 69
6.1 Особенность АЭС с ВВЭР-1000, как объекта управления 69
6.2 Исследование динамических характеристик по каналам возмущающего и регулирующего воздействий 70
6.3 Выводы 78
ГЛАВА 7. Исследование статической программы поддержания постоянной средней температуры теплоносителя при работе энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 в режиме следования за нагрузкой 80
7.1 Типы статических программ регулирования 80
7.2 Результаты исследований 82
7.3 Выводы 87
ГЛАВА 8. Исследование работы существующего автоматического регулятора мощности реактора в режимах с изменением электрической нагрузки 88
8.1 Описание автоматического регулятора мощности реактора 88
8.2 Исследование работы АРМ в режимах следования за нагрузкой 92
8.3 Выводы 96
ГЛАВА 9. Разработка алгоритма автоматического регулятора мощности реактора, обеспечивающего совместно с системой управления турбиной работу энергоблока АЭС в режиме следования за нагрузкой 98
9.1 Требования к алгоритму 98
9.2 Алгоритм автоматического регулятора мощности реактора 99
9.3 Определение параметров настроек релейно-импульсного регулятора 106
9.4 Расчетные исследования режимов с изменением нагрузки 108
9.5 Выводы 116
ГЛАВА 10. Практическая реализация 118
10.1 Описание технических средств автоматизации 118
10.2 Реализация алгоритма автоматического регулятора мощности реактора 122
10.2.1 Этапы практической реализации алгоритма 122
10.2.2 Тестирование программного обеспечения АРМ 125
10.2.2.1 Результаты тестирования 127
10.2.2.2 Выводы 135
10.2.3. Проведение полигонных испытаний аппаратуры, реализующей алгоритм АРМ 135
10.2.3.1 Выводы 140
Заключение 141
Литература 144
Приложение: Общее описание программного комплекса
- Описание исполнительного механизма системы управления и защиты реактора
- Исследование влияния изменения положения ОР СУЗ на изменение локального теплового потока
- Сброс нагрузки на 500 МВт
- Исследование динамических характеристик по каналам возмущающего и регулирующего воздействий
Введение к работе
Необходимость работы АЭС с ВВЭР в режиме регулирования нагрузки (в маневренном режиме) обуславливается требованиями со стороны энергосистем, а именно:
требованиями инозаказчиков (АЭС в Иране, Индии и
Китае);
требованиями отечественных потребителей (РАО ЕЭС); требованиями европейских эксплуатирующих организаций
(EUR).
Вместе с тем, отсутствие опыта эксплуатации отечественных АЭС с ВВЭР-1000 в указанных режимах усложняет разработку алгоритмов управления энергоблоком.
Управление мощностью энергоблока отечественных АЭС с ВВЭР-1000, эксплуатирующихся в базовом режиме несения нагрузки, осуществляется по статической программе поддержания постоянного давления пара во втором контуре. Управление мощностью энергоблока на зарубежных АЭС, рассчитанных на работу в режимах следования за нагрузкой, осуществляется по комбинированной статической программе регулирования - на уровне мощности до 60-70% Nhom. поддерживается постоянное давление пара во втором контуре (Р2 =Const), в диапазоне мощности 60%(70%) - 100% Nhom. - средняя температура теплоносителя (Тер = Const). Преимуществом программы Тср.= Const является минимизация изменения объема теплоносителя в режимах с изменением мощности и использование свойств саморегулирования реактора в полном объеме, что в конечном счете, улучшает условия работы твэл активной зоны (повышает безопасность) за счет снижения скачков локальных тепловых нагрузок, вызванных перемещением органов регулирования системы управления и защиты. Минимизация изменения объема теплоносителя приводит к снижению жидких радиоактивных отходов и к улучшению условий работы
патрубков систем, граничащих с системой теплоносителя. Недостатком программы Тср.= Const является необходимость снижения давления пара во втором контуре в стационарном состоянии на уровнях мощности 60(70%) — 100% Nhom, что приводит к снижению коэффициента полезного действия паротурбинной установки и АЭС в целом.. При регулировании по программе Рт =Const минимизация изменения объема теплоносителя в режимах с изменением мощности частично достигается за счет применения системы регулирования уровня в компенсаторе объема, поддерживающей заданный уровень как линейную функцию средней температуры теплоносителя.
Следует отметить, что особенность АЭС с ВВЭР, как объекта регулирования характеризуется следующими факторами:
Зависимость динамических характеристик от периода кампании активной зоны. Так различие коэффициентов реактивности по плотности теплоносителя для начала и конца кампании составляет значение до 400%, коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя - до 400%, коэффициентов реактивности по температуре топлива - до 5%.
Зависимость эффективности исполнительных механизмов -органов регулирования системы управления и защиты ( ОР СУЗ) реактора от положения ОР СУЗ в активной зоне и от периода кампании активной зоны.
Зависимость динамических характеристик от величины возмущения и исходного состояния перед нанесением возмущения.
Наличие технологических ограничений на изменение таких параметров, как давление пара, мощность реактора, давление над активной зоной и др.
Традиционный подход теории автоматического управления к определению параметров настроек систем автоматического регулирования
предполагает применение частотных критериев устойчивости (например, частотный критерий устойчивости Найквиста). Однако, существенным недостатком этого подхода является предположение о линейности объекта управления. АЭС является объектом управления с четко выраженными характеристиками нелинейности - динамические характеристики АЭС изменяются в зависимости от различных факторов, в том числе, от величины возмущения.
В диссертации основным аспектом является разработка и выбор алгоритма регулирования мощности реактора, реализующего совместно с системой управления турбиной функцию регулирования мощности энергоблока в соответствии с требованиями энергосистемы. Разработка и выбор алгоритма осуществляется с целью реализации преимуществ статических программ регулирования Тер = Const и Р2 =Const на основе результатов анализа тенденций изменения динамических характеристик объекта управления в зависимости от величины и вида возмущения для различных уровней мощности и на основе результатов сравнительного анализа алгоритмов автоматического регулятора мощности реактора 1,2 блоков Ровенской АЭС и автоматического регулятора мощности реактора, разрабатываемого в рамках данной работы и внедряемого на энергоблоках №1,2 АЭС «Тяньвань» в Китае, АЭС «Куданкулам» в Индии, 3-го блока Калининской АЭС. Следует отметить, что такие традиционные критерии качества работы систем управления, как линейный интегральный критерий, квадратичный интегральный критерий не применяются при решении данной специфической задачи. При разработке алгоритма управления мощностью реактора в режимах следования за нагрузкой ограничивающим условием является минимизация перемещения ОР СУЗ. В формализованном виде данное условие выглядит следующим образом:
[Нуст. - H(t)] * dH(t)/dt > 0, для [<Штг(1,)/оЧ] * [dNTr(t2)/dt] > О, где H(t) - положение органов регулирования системы управления и защиты от низа активной зоны,
Нуст. - положение органов регулирования системы управления и защиты в конце процесса регулирования (стабилизация давления пара во втором контуре на заданном уровне),
№т - мощность турбины,
t - время ( может принимать значения от «О» - начало переходного процесса, до «tk» - окончание процесса регулирования).
Критерием качества системы управления при выполнении ограничивающего условия является:
Для режимов с уменьшением мощности турбогенератора: min (NpeaK.- NTr+ К7), NpcaK- мощность реактора, К7- коэффициент (см. описание к рис. 9.2);
Для режимов при постоянной мощности турбогенератора и наличии отклонения давления пара от заданного значения и для режимов с увеличением мощности турбогенератора:
Min (S(t)+ Ілин), где S(t)- перемещение OP СУЗ от времени, I,1HH=Jh(t)dt -
линейный интегральный критерий.
Выбор данных критериев основан, прежде всего, на том, что условия работы твэл в режимах следования за нагрузкой (которые характеризуются многократной цикличностью) определяются степенью изменения локального теплового потока /1/. При минимизации изменения локального теплового потока условия работы твэл улучшаются. В работе показано, что изменение положения ОР СУЗ на 30% может вызывать изменение локального теплового потока более, чем в 2,4 раза, при этом, интегральная мощность реактора меняется на величину около 10%.. Минимизация перемещения ОР СУЗ достигается за счет использования свойства саморегулирования реактора, в основе которого лежит отрицательный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя. То есть, для приведения мощности реактора в соответствие с мощностью турбогенератора одна часть реактивности вводится за счет перемещения ОР СУЗ, другая - за счет изменения
температуры теплоносителя, вызванной различием текущего значения давления пара от номинального значения.
Расчетно-аналитические работы по исследованию процессов, протекающих в оборудовании АЭС в режимах с изменением электрической нагрузки, проводились с использованием математической модели энергоблока АЭС, реализованной на базе системного теплогидравлического кода ATHLET (Analysis of Thermal Hydraulic, LEaks and Transients). В работе приводятся результаты верификационных расчетов по результатам динамических испытаний на действующих АЭС с ВВЭР-1000.
Описание исполнительного механизма системы управления и защиты реактора
Привод СУЗ вместе с рабочим органом системы управления и защиты осуществляет изменение мощности реактора путем введения и извлечения из активной зоны регулирующего органа (РО), являющегося поглотителем нейтронов. Скорость перемещения РО при подаче управляющего импульса определяется циклограммой токов, которая управляет блоком электромагнитов привода. Привод является шаговым исполнительным механизмом с величиной шага 2 см. и состоит из следующих основных частей (рисунок 2.5): чехла позиции 1; блока электромагнитов позиций 2,3,4; блока перемещения позиции 5; штанги позиции 6; датчика положения позиции 7; блока пружинного позиции 10. Чехол служит для размещения внутренней и наружной частей привода и предназначен для работы в условиях первого контура реактора. Блок электромагнитов устанавливается снаружи чехла привода. Он предназначен для передачи силовых воздействий через стенку чехла блоку перемещения посредством электромагнитного поля. Блок электромагнитов состоит из трех электромагнитов, соединенных между собой стойками. По назначению электромагниты подразделяются на тянущий позиции 2, запирающий позиции 3, фиксирующий позиции 4. Через электроввод электромагниты соединены с помощью соединителя низкочастотного с аппаратурой силового управления СУЗ, управляющей электромагнитами в соответствии с циклограммой токов (рис. 2.6). Электромагниты предназначены для создания тяговых усилий, обеспечивающих перемещение подвижных элементов блока перемещения, которые, в свою очередь, перемещают штангу позиции 6, сцепленную с РО СУЗ. Блок перемещения (позиция 5) устанавливается внутрь чехла. Взаимодействуя с блоком электромагнитов, он осуществляет перемещение штанги с РО СУЗ путем последовательного срабатывания пар полюсов, управляющих защелками по циклограмме токов, задаваемой аппаратурой силового управления. Блок перемещения включает в себя три основные сборки: блок тянущий, блок фиксирующий и блок пружинный. Блок тянущий (позиция 8) осуществляет шаговое перемещение штанги. Блок фиксирующий (позиция 9) осуществляет удержание штанги в режиме стоянки и в промежутках между перемещениями штанги. Блок пружинный (позиция 10) обеспечивает демпфирование ударного воздействия пар полюсов и закрепление блока перемещения на чехле. Штанга предназначена для осуществления связи РО СУЗ с подвижными элементами блока перемещения. Принцип работы привода заключается в следующем: привод с помощью трех электромагнитов (тянущего, запирающего, фиксирующего) осуществляет возвратно-поступательное перемещение или удержание штанги, сцепленной с РО СУЗ. В исходном состоянии включен фиксирующий электромагнит. Тянущий и запирающий электромагниты обесточены. Работа привода при перемещении штанги с РО СУЗ вверх происходит в следующем порядке: возбуждается запирающий электромагнит; обесточивается фиксирующий электромагнит. Подвижный полюс позиции 9, связанный с трубой запирающей и втулкой, перемещается вниз (свободное падение) и открывает кулачки позиции 11 фиксирующей защелки. Штанга с РО СУЗ повисает на кулачках подвижной защелки; подается форсированный ток на тянущий электромагнит и запирающий электромагнит, и тянущий блок перемещает штангу с РО СУЗ на ход 20 мм ; возбуждается фиксирующий электромагнит; обесточивается запирающий электромагнит; снижается ток на тянущем электромагните. Тянущий блок перемещается вниз на ход 20 мм, соответствующий ходу штанги. Перемещение тянущего блока вниз происходит под действием собственного веса; обесточивается тянущий электромагнит и снижается ток фиксирующего электромагнита. Привод возвратился в исходное состояние, совершив перемещение штанги на один шаг вверх. Работа привода при перемещении штанги с РО СУЗ на один шаг вниз из исходного состояния происходит в следующем порядке: возбуждается тянущий электромагнит. Тянущий блок перемещается вверх на величину хода 20 мм; включается запирающий электромагнит тянущего блока; обесточивается фиксирующий электромагнит; обесточивается, а затем возбуждается тянущий электромагнит и тянущий блок перемещается вниз на величину хода 20 мм; обесточивается тянущий электромагнит. Возбуждается фиксирующий электромагнит; обесточивается запирающий электромагнит. Привод возвращается в исходное состояние, выполнив перемещение штанги на один шаг вниз.
Исследование влияния изменения положения ОР СУЗ на изменение локального теплового потока
Одним из основных этапов разработки алгоритмов управления является исследование динамических характеристик объекта управления. Особенность АЭС с ВВЭР, как объекта регулирования характеризуется следующими факторами: 1. Зависимость динамических характеристик от периода кампании активной зоны. Так различие коэффициентов реактивности по плотности теплоносителя для начала и конца кампании составляет значение до 400%, коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя - до 400%, коэффициентов реактивности по температуре топлива - до 5%. 2. Зависимость эффективности исполнительных механизмов - органов регулирования системы управления и защиты ( ОР СУЗ) реактора от положения ОР СУЗ в активной зоне и от периода кампании активной зоны. 3. Зависимость динамических характеристик от величины возмущения и исходного состояния перед нанесением возмущения. 4. Наличие технологических ограничений на изменение таких параметров, как давление пара, мощность реактора, давление над активной зоной и др. Исследование динамических характеристик по каналам возмущающего и регулирующего воздействий. Как было отмечено выше, отсутствие опыта эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000 в режимах следования за нагрузкой затрудняет получение экспериментальных динамических характеристик. Вместе с тем, наличие современных расчетных программ, позволяющих детально моделировать процессы в оборудовании реакторной установки и АЭС, дает возможность решать эту задачу достаточно успешно. Для расчетного исследования динамических характеристик АЭС с ВВЭР-1000 в режимах следования за нагрузкой был использован теплогидравлический код ATHLET. В расчетных исследованиях предполагалось, что турбина оснащена регулятором, который, воздействуя на ее регулирующие клапаны поддерживает активную мощность генератора в соответствии с заданием. Для получения динамических характеристик энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 по каналам «перемещение исполнительного механизма - давление пара» и «мощность турбины - давление пара» были проведены расчеты при следующих возмущениях: увеличение мощности турбины на 10% NHOM. за 1 с. Рассматривалось исходное состояние -55% NHOM. ДЛЯ начала и конца кампании; уменьшение мощности турбины на 10% NHOM. за 1 с, стабилизация и последующее увеличение мощности турбины на 10% NHOM. за 1 с. Рассматривались исходные состояния - 55% NHOM. и 100 % NHOM. для начала и конца кампании; уменьшение положения исполнительного механизма (ОР СУЗ) от низа активной зоны на 82 см. (23% от высоты активной зоны) и с максимальной рабочей скоростью. Рассматривались исходные состояния - 55% NHOM. и 100 % NHOM. ДЛЯ начала и конца кампании. В результате проведения расчетных анализов для различных возмущений и обработки результатов расчетов в таблицах 6.1 и 6.2 представлены такие характеристики объекта управления, как постоянная времени (Та ) и коэффициент передачи (Коб). Определение Та проводилось с использованием аналитических выражений переходных характеристик, полученных путем аппроксимации результатов расчетов полиномом 5-й степени.
Рассматривая характеристики объекта управления при возмущениях по каналу «мощность турбины - давление пара» (Таблица 6.1, рис.6.1, рис. 6.2) видно, что наибольшее влияние на изменение Та и К0б оказывает период кампании реактора. Так различия Коб для начала и конца кампании составляют величину около 30%-40%, а для Та - около 35%-45%. При этом следует отметить, что изменение характеристик в зависимости от исходного состояния до нанесения возмущения и в зависимости от знака возмущения не превышает величины 20%.
Сброс нагрузки на 500 МВт
С учетом результатов исследований динамических характеристик объекта управления, исследований работы существующего АРМ в режимах следования за нагрузкой, исследований статической программы поддержания постоянной средней температуры теплоносителя, применяемой на западных АЭС, с учетом ограничений со стороны твэл и технологических ограничений требования к алгоритму формулируются следующим образом: 1. Алгоритм должен обеспечивать поддержание заданного давления пара; 2. Параметры настроек должны быть постоянными и не должны зависеть от периода кампании, величины и вида возмущения, исходного состояния перед нанесением возмущения; 3. Алгоритм должен обеспечивать минимизацию перемещения ОР СУЗ за счет использования свойств саморегулирования реактора в диапазоне 10 % NHOM. - 100 % NHOM.; 4. Алгоритм должен обеспечивать приведение мощности реактора в соответствие с мощностью турбогенератора без срабатывания аварийной и предупредительной защиты реактора, без закрытия стопорных клапанов турбины, без отключения главных циркуляционных насосов (ГЦН), без открытия быстродействующих редукционных устройств сброса пара в атмосферу (БРУ-А). Требование по минимизации перемещения ОР СУЗ может быть формализовано в следующем виде: где H(t) - положение органов регулирования системы управления и защиты от низа активной зоны, Нуст. — положение органов регулирования системы управления и защиты в конце процесса регулирования (стабилизация давления пара во втором контуре на заданном уровне), Ытг - мощность турбины, t - время ( может принимать значения от «О» - начало переходного процесса, до «tk» - окончание процесса регулирования). Сформулированные в предыдущем разделе требования определяют подходы к созданию алгоритма. Являясь регулируемой величиной, давление пара в режимах следования за нагрузкой определяется разностью мощностей - подводимой ко 2 контуру мощности без учета тепловых потерь (мощность реактора) и отводимой от 2-го контура мощности ( для стационарного состояния - мощность турбогенератора, для динамических режимов -мощность турбогенератора и мощность, отводимая через паросбросные устройства), т.е. разность мощностей реактора и турбогенератора является определяющим возмущающим воздействием. Одним из результатов анализа динамических характеристик объекта управления ( см. главу 5) является предположение о том, что чем больше возмущение, т.е. чем больше отклонение мощности реактора от мощности турбогенератора, тем больше степень нелинейности объекта. Исходя из вышеизложенного, автором работы предлагается алгоритм, который представляет собой совокупность релейного алгоритма и релейно-импульсного алгоритма. Релейный алгоритм функционирует при «больших» возмущениях (например, когда отклонение мощности реактора от мощности турбогенератора превышает по абсолютному значению величину - 10 % NHOM.) И при возмущениях, сопровождающихся увеличением мощности турбогенератора, а релейно-импульсный алгоритм функционирует при малых (менее 10% NHOM.) возмущениях. Величина «малых» возмущений (до 10%) определяется возможностью релейно-импульсного алгоритма совместно со свойствами саморегулирования реактора обеспечить стабилизацию давления пара при отсутствии срабатываний систем безопасности (аварийная защита реактора, предупредительная защита 1-го рода, быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу). Величина отклонения - 10% NHOM. окончательно определяется по результатам динамических испытаний при пуско-наладочных работах на энергоблоке АЭС и включает в себя такие неопределенности, как погрешность измерения, величина тепловых потерь, величина тепловой энергии, затрачиваемой на продувку парогенератора, отборы пара с турбины и т.д. Релейно-импульсный алгоритм представляет собой трехпозиционный релейный элемент, охваченный отрицательной обратной связью с характеристиками апериодического звена с изменяемыми параметрами настройки. В целом, алгоритм АРМ был разработан исходя из следующей классификации режимов с изменением электрической нагрузки: 1. Режимы с уменьшением мощности турбогенератора относительно мощности реактора на величину более 10% NHOM.; 2. Режимы с уменьшением мощности турбогенератора относительно мощности реактора на величину менее 10% NHOM.; 3. Режимы с увеличением мощности турбогенератора.
Исследование динамических характеристик по каналам возмущающего и регулирующего воздействий
Анализ результатов моделирования показал, что аппаратура совместно с интегрированным программным обеспечением реализует требуемый алгоритм АРМ (раздел 9.2) в соответствии с требованиями (раздел 9.1).
Следует отметить, что на участке со снижением нагрузки турбины, который сопровождался резким увеличением давления пара наблюдалось отклонение «времени модели» от реального времени. Но, поскольку, алгоритм АРМ в режимах со снижением нагрузки и отклонением мощности реактора от мощности турбины более 10% представляет собой позиционный алгоритм (элементы динамического преобразования «выключены»), то отклонение от реального времени в данном случае не приводит к ошибкам в оценках результатов испытаний аппаратуры и интегрированного программного обеспечения.
В результате выполненной работы решаются следующие актуальные задачи, вызванные наличием требований заказчиков по работе АЭС в режимах следования за нагрузкой - в маневренных режимах: - исследуются динамические характеристики реакторной установки, как технологического объекта управления, по каналам «положение исполнительного механизма - мощность реактора», «положение исполнительного механизма - давление пара», «расход пара на турбину - мощность реактора» для различных периодов кампании активной зоны и для исходных состояний 50%NHOM., 100%NHOM.; - исследуются статические программы регулирования мощности - программа поддержания постоянного давления пара (P2=Const), программа поддержания постоянной средней температуры теплоносителя (Тсрлк =Const); - формулируется критерий качества регулирования мощности реактора при работе энергоблока АЭС в режимах следования за нагрузкой. Основным направлением работы являлась разработка и обоснование, начиная с этапа постановки задач до проведения полигонных испытаний аппаратуры, алгоритма управления мощностью реактора при поддержании постоянного давления пара. Алгоритм формирует управляющий сигнал на органы регулирования системы управления и защиты реактора с учетом свойств саморегулирования реактора и характеристик реакторной установки, что улучшает условия работы твэл за счет снижения изменений локальной тепловой нагрузки. Научная новизна работы состоит в том, что: проведено детальное исследование динамических характеристик реакторной установки с ВВЭР-1000 при работе АЭС в режимах следования за нагрузкой; продемонстрирован подход к поиску и обоснованию критериев качества системы управления, отличных от традиционных интегральных критериев - квадратичного и линейного. Критерии качества системы управления определяются в зависимости от возмущающего воздействия, направленные на улучшение условий работы твэл при одновременном не превышении технологических ограничений и работе по статической программе поддержания постоянного давления пара; продемонстрирован подход к разработке алгоритма управления мощность реактора, основанный на классификации возмущений с точки зрения возможности принятия допущений о линейных характеристиках технологического объекта управления для определенных возмущений (классификация возмущений по величине и направлению). Данный подход позволяет реализовывать алгоритмы управления как совокупность традиционных типовых алгоритмов (пропорционально-интегрально-дифференциальный) и релейных (позиционных) алгоритмов, что, в свою очередь, позволяет сохранять постоянными параметры настроек, независимо от исходного состояния, величины и вида возмущений; разработан алгоритм управления мощностью реактора в режимах следования за нагрузкой, сочетающий в себе преимущества программы регулирования P2=Const и Tcp.iK.=Const в диапазоне мощности 10%NHOM. - 100 % NHOM. И обеспечивающий поддержание постоянного давления пара за счет: а) перемещения органов регулирования СУЗ; б) использования свойств саморегулирования реактора. показана возможность использования расчетных системных теплогидравлических кодов «улучшенной оценки» для тестирования аппаратуры АСУТП при проведении полигонных испытаний. В качестве кода улучшенной оценки использован код ATHLET. Практическая значимость и внедрение результатов работы определяются следующим: алгоритм управления мощностью реактора реализован в поставляемых на АЭС «Тяньвань» (Китай) технических средствах АСУ ТП, внедрен в технический проект РУ АЭС «Куданкулам» (Индия), внедряется на 3 блоке Калининской АЭС; проведена доработка и адаптация математической модели объекта управления на базе кода ATHLET с целью тестирования как программного обеспечения технических средств АСУТП, так и полного комплекса, включающего аппаратуру и программное обеспечение.
