Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Описание объекта управления 10
1.1 Область применения, назначение, характеристики и конструкционные особенности импульсного графитового реактора 10
1.2 Режимы работы реактора 18
1.3 Особенности эксплуатации реактора в режиме автоматического регулирования мощности 21
1.4 Методы исследования динамических систем 21
1.5 Моделирование динамических систем 23
1.6 Моделирование объекта управления 28
1.7 Выводы 42
Глава 2. Синтез систем автоматического регулирования мощности реактора ИГР 46
2.1 Основные подходы и методы конструирования систем управления 46
2.2 Цели и задачи проектирования АРМ 47
2.3 Синтез системы АРМ 50
2.3.1 Синтез автоматического регулятора мощности 52
2.4 Синтез вспомогательных устройств 61
2.4.1 Устройство включения регулятора мощности 61
2.4.2 Формирователь диаграммы пуска 69
2.4.3 Устройство контроля состояния процесса регулирования 72
2.5 Модельные исследования регулятора мощности 73
2.5.1 Определение параметров настройки АРМ 76
2.5.2 Исследование качества реализации диаграмм пуска на различных режимах регулирования мощности 83
2.5.3 Анализ выбора способа включения регулятора 90
2.6 Выводы 91
Глава 3. Разработка и создание системы АРМ реактора ИГР 95
3.1 Структурно-функциональное проектирование опытного образца системы АРМ реактора ИГР 95
3.1.1 Автоматический регулятор мощности реактора ИГР 97
3.1.2 Исполнительное устройство АРМ 106
3.1.3 Устройства согласования АРМ ПО
3.1.4 Коммутационное устройство АРМ 114
3.2 Имитатор реактора ИГР 114
3.3 Техническая реализация системы АРМ реактора ИГР 121
3.4 Выводы 123
Глава 4. Исследование опытного образца системы АРМ реактора ИГР 126
4.1 Методические аспекты исследования системы АРМ реактора ИГР 126
4.2 Порядок проведения исследований системы АРМ-ИГР 126
4.3 Результаты исследований системы АРМ 129
4.4 Выводы 131
Заключение 133
Приложение А. Модель кинетики реактора ИГР 140
Приложение В. Характеристики исполнительного двигателя ИУ АРМ 147
Приложение С. ПИД - структуры алгоритмов управления 150
Приложение D. Модуль включения и формирователь диаграммы пуска 160
Приложение F. Акт внедрения системы автоматического регулирования
мощности реактора ИГР 163
Библиографический список 164
- Область применения, назначение, характеристики и конструкционные особенности импульсного графитового реактора
- Основные подходы и методы конструирования систем управления
- Структурно-функциональное проектирование опытного образца системы АРМ реактора ИГР
- Методические аспекты исследования системы АРМ реактора ИГР
Введение к работе
Испытания и экспериментальные исследования новых материалов, опытных образцов изделий, оборудования и техники являются заключительным этапом, определяющим дальнейшую судьбу разработок. Осуществление данной деятельности без применения специальных технических средств, позволяющих автоматизировать процесс испытаний и исследований, не представляется возможным, где участие человека ограничено, а важность и ответственность в успешной реализации научных экспериментов велика. Особенно это актуально в области атомной науки и техники при проведении комплексных испытаний и исследований материалов и элементов конструкций реакторов различного назначения.
Основу экспериментальной базы проведения испытаний и исследований в области атомной науки и техники составляют исследовательские ядерные реакторы. Одним из представителей этого класса реакторов является импульсный уран-графитовый реактор (реактор ИГР), который имеет лучшие нейтронно-физические характеристики среди реакторов своего класса.
Необходимость создания импульсного графитового реактора (ИГР) возникла в 50-х годах в связи с реализацией задачи создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД).
На территории Республики Казахстан в 1960 г., в районе бывшего Семипалатинского полигона, ныне г. Курчатов, было завершено строительство реактора ИГР. В мае-июне того же года был проведен первый физический (холодный) пуск реактора ИГР и выполнены необходимые физические исследования, а через год проведена серия экспериментальных пусков с разогревом графитовой кладки A3 до температуры 1300 К. Испытания первых образцов тепловыделяющих элементов, разработанных для ЯРД, были начаты в 1962 г.
В дальнейшем, реактор ИГР использовался для решения широкого круга задач, а именно: экспериментальные исследования нестационарных физических процессов, происходящих в импульсных реакторах; реализация про-
грамм, которые предусматривали эксперименты по разрушению тепловыделяющих элементов и изучению их состояния после повреждения; моделирование запроектных наиболее тяжелых аварий типа RIA (Reactivity Initiated Accident/авария вследствие внезапного увеличения реактивности) с возможностью дополнительного наложения условий, характерных для технологических аварий типа LOCA (Loss-of-Coolant Accident/авария с потерей теплоносителя); исследование поведения топливных и конструкционных элементов при высокой и быстроизменяющейся температуре A3 реактора.
Эффективность проведения экспериментов зависит не только от характеристик и параметров реактора, но также и от технического оснащения экспериментальной базы реактора, к которой относятся системы измерения, обработки и отображения экспериментальной информации, системы управления технологическими устройствами и агрегатами реактора, системы управления и защиты реактора и т.д.
Важное место в составе технических средств обеспечения реакторных экспериментальных исследований и испытаний занимает система автоматического регулирования мощности (система АРМ), от эффективности и надежности которой зависит не только судьба дорогостоящего эксперимента, но и безаварийная эксплуатация реакторной установки.
Принимая во внимание тот факт, что длительность реакторного эксперимента (РЭ), проводимого на реакторе ИГР, составляет единицы секунд, а погрешность поддержания заданного уровня мощности не должна превышать (І4-2) % от задания, то альтернативы автоматическому регулированию мощности реактора ИГР не существует.
Необходимость развития экспериментальной базы «Комплекса исследовательский реактор ИГР» (далее по тексту - реакторный комплекс ИГР) также обусловлена и другими обстоятельствами, к которым можно отнести решение следующих задач:
1. Расширение спектра исследовательских и экспериментальных программ, реализуемых на базе реакторного комплекса ИГР.
Проведение сложных и ответственных испытаний материалов и элементов конструкций реакторной техники.
Реализация комплекса исследовательских программ, связанных с изучением динамики импульсного реактора при «импульсном» изменении нейтронной мощности в активной зоне реактора.
Изучение и исследование различных аспектов, связанных с безопасностью быстрых реакторов.
Решению вышеизложенных задач и посвящена данная работа.
Целью настоящей диссертационной работы является проработка теоретических и практических аспектов проектирования системы АРМ импульсного ядерного реактора, применительно к реакторному комплексу ИГР, разработка и создание надежной системы АРМ реактора ИГР, а также моделирование, исследование и анализ аварийных ситуаций которые могут иметь место при работе реактора ИГР в режиме автоматического регулирования мощности.
Для достижения поставленной цели в работе решались следующие задачи:
Исследование динамических характеристик реактора ИГР на модели применительно к синтезу АРМ в пределах рабочего диапазона регулирования мощности реактора.
Синтез адаптивного алгоритма регулирования мощности реактора ИГР.
Синтез алгоритмов включения и коррекции отклонений параметров «пусковой» мощности - вспышки относительно расчетных значений.
Разработка структуры АРМ и исследование параметров настройки в зависимости от режима работы реактора.
Синтез структуры системы АРМ реактора ИГР и разработка опытного образца, обоснование и выбор программно-технических средств (ПТС) реализации.
7. Проведение комплексных модельных исследований опытного образца
системы АРМ реактора ИГР.
8. Проведение производственных испытаний системы АРМ реактора ИГР.
При решении вышеизложенных задач в работе широко использовались методы имитационного (компьютерного) моделирования с апробацией результатов работы на имитационной модели.
В первой главе диссертационной работы приведен краткий обзор объекта управления - реактора ИГР: назначение; область применения; конструкционные особенности; технические характеристики и т.д.
Приведено описание имитационной модели кинетики реактора ИГР и результаты ее исследований.
Основное внимание было уделено исследованию динамических характеристик реактора ИГР на имитационной модели кинетики реактора ИГР в частотной области. Приведены результаты исследований, на основании которых была получена обобщенная модель реактора ИГР, отражающая наиболее существенную характеристику модели реактора - зависимость динамических параметров модели реактора от мощности.
Вторая глава посвящена решению основной задачи настоящей работы — синтезу автоматического регулятора мощности. Описан синтез адаптивного алгоритма регулирования мощности реактора ИГР, приведены результаты исследований и структура автоматического регулятора мощности реактора ИГР. Особое внимание уделено решению вопроса безопасной эксплуатации реактора ИГР в режиме автоматического регулирования мощности. В этой части главы описаны инженерные решения автоматического включения регулятора мощности; коррекции отклонения «пусковой» мощности - вспышки от расчетного значения; контроля процесса регулирования и т.д.
Третья глава содержит результаты проектирования опытного образца системы АРМ реактора ИГР. Приведено описание структуры системы, обоснование и выбор программно-технических средств, необходимых для ее реализации. Приведено описание конструктивных решений основных устройств
и модулей системы АРМ реактора ИГР: исполнительного устройства; устройств согласования; имитатора реактора ИГР и т.д.
В четвертой главе приведены результаты испытаний и исследований опытного образца системы АРМ реактора ИГР. Приведен анализ результатов исследования.
Основные научные положения, представляемые к защите.
На защиту выносятся:
Модельные исследования динамических характеристик реактора ИГР в частотной области, позволившие получить обобщенную модель реактора, отражающую основную особенность - зависимость динамических параметров модели реактора ИГР от нейтронной мощности.
Адаптивный алгоритм регулирования мощности реактора ИГР, позволивший реализовать систему регулирования мощности (АРМ) реактора, обеспечивающую реализацию реакторных экспериментов с заданным качеством.
Алгоритмы автоматического включения АРМ и коррекции отклонений параметров «пусковой» вспышки относительно расчетного (оптимального) значения.
Алгоритмы настройки АРМ в зависимости от режима работы реактора ИГР и качества реализации диаграммы пуска.
Структура опытного образца системы АРМ и комплексный анализ результатов экспериментальных исследований опытного образца системы АРМ реактора ИГР.
По результатам проведенных модельных и натурных исследований системы АРМ реактора ИГР получено полное подтверждение соответствия технических характеристик разработанной системы АРМ техническим требованиям задания.
Применение адаптивного алгоритма регулирования мощности реактора ИГР позволило повысить качество реализации реакторных экспериментов, сократить сроки на подготовку системы АРМ реактора ИГР к эксперименту и
повысить надежность проведения экспериментальных исследований на реакторе в режиме автоматического регулирования мощности.
Наличие в структуре АРМ функции включения по скорости и уровню мощности позволило обеспечить надежное включение регулятора при существенном разбросе в начальном скачке реактивности и исключить срыв реакторного эксперимента, связанного с отклонением начального скачка реактивности от расчетного значения.
Основные положения и результаты диссертационной работы докладывались на Всероссийской научной конференции (г. Москва, 2002) «Проектирование научных и инженерных приложений в среде MATLAB», Международной научной конференции (г. Томск, 2002) «Проблемы и перспективы технологий атомной промышленности» и научных семинарах.
Результаты диссертации опубликованы в четырех научно-технических изданиях, защищены тремя авторскими свидетельствами на изобретение. Отдельные результаты теоретических и экспериментальных исследований отражены в научно-технических отчетах и материалах опытно-конструкторских работ.
Выражаю благодарность: научному руководителю диссертационной работы Дядику В.Ф., доценту кафедры ЭАФУ, ФТФ, ГПУ, за практическую помощь в подготовке диссертации; сотрудникам РГП НЯЦ РК, за помощь в оформлении и редактировании диссертационной работы; сотрудникам отдела ИТ НЯЦ РК за активное участие в разработке системы, тестировании программного обеспечения, в подготовке технической документации; коллективу специалистов реакторного комплекса ИГР за участие в практической реализации системы АРМ реактора ИГР, проведении монтажа, наладки, производственных испытаний и ввода системы в эксплуатацию.
Область применения, назначение, характеристики и конструкционные особенности импульсного графитового реактора
Применение исследовательских ядерных реакторов в период развития атомной промышленности и ядерной энергетики для изучения и исследования физических свойств и характеристик материалов и элементов конструкций активной зоны (A3) реакторов, использующихся для построения атомных энергетических установок различного назначения, имело колоссальное значение, которое невозможно переоценить.
С развитием технического прогресса и накопленных знаний в области экспериментальных реакторных исследований и появлением новых технологий, позволяющих на основе моделей сложных технологических процессов и динамических систем получать оперативно и с меньшими затратами научную и технологическую информацию, роль реакторного эксперимента все еще остается важной составляющей окончательного подтверждения как результатов расчетов, так и модельных исследований.
Необходимость создания импульсного графитового реактора (ИГР) возникла в 50-х годах в связи с реализацией задачи создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД).
Особенностью данного типа реактора является то, что энергия деления урана в процессе цепной реакции не отводится за пределы A3, а аккумулируется в графитовой кладке A3 реактора. Идея построения такого типа реактора принадлежала СМ. Фейнбергу [1].
На территории Республики Казахстан в 1960 г., в районе бывшего Семипалатинского полигона, ныне г. Курчатов, было завершено строительство реактора ИГР. В мае-июне того же года был проведен первый физический (холодный) пуск реактора ИГР и выполнены необходимые физические исследования, а через год проведена серия экспериментальных пусков с разогревом графитовой кладки A3 до температуры 1300 К. Испытания первых образцов тепловыделяющих элементов, разработанных для ЯРД, были начаты в 1962 г.
В дальнейшем, реактор ИГР использовался для решения широкого круга задач, а именно:
1) экспериментальные исследования нестационарных физических процессов, происходящих в импульсных реакторах;
2) реализация программ, которые предусматривали эксперименты по разрушению тепловыделяющих элементов и изучению их состояния после повреждения;
3) моделирование запроектных наиболее тяжелых аварий типа RIA (Reactivity-Initiated Accident/авария ядерного реактора вследствие возмущения реактивности) с возможностью дополнительного наложения условий, характерных для технологических аварий типа LOCA (Loss-of-Coolant Accident/авария с потерей теплоносителя);
4) исследование поведения топливных и конструкционных элементов при высокой и быстроизменяющейся температуре A3 реактора.
Решение этих задач имеет актуальное значение и в настоящее время.
Аналогичным по типу и размерам реактору ИГР являлся построенный в 1958 году американский импульсный графитовый реактор TREAT гомогенного типа с твердой активной уран-графитовой зоной [2, 3, 4], имеющий ней-тронно-физические характеристики ниже, чем реактор ИГР.
Реактор TREAT, имея загрузку активной зоны U в 1.5 раза больше, чем реактор ИГР, в режиме реализации самогасящегося изменения мощности (вспышки) имеет флюенс тепловых нейтронов в 30 раз ниже.
Среди импульсных реакторов, обладающих большой интегральной мощностью, реактор ИГР имеет самые высокие параметры [5, 6]: флюенс теп-ловых нейтронов составляет порядка 3,7 10 нейтрон/см , что соответствует максимальному энерговыделению в A3 реактора в пределах 5,2 ГДж и инте-гральную дозу у-излучения за пуск порядка 4,78 10 рад (4,78 10 Гр).
Конструкция реактора ИГР представляет собой кладку из графитовых блоков, собранных в колонны. Графитовая кладка размещена в стальном ци линдрическом корпусе, заполненном гелием. Корпус реактора помещен в бак с водой, которая используется как охлаждающая жидкость. Основную часть реактора составляет графитовая кладка A3 реактора.
Графит в реакторе ИГР выполняет три функции: является контейнером для топлива (графитовые блоки пропитаны водным раствором уранилдинит-рата), замедлителем и отводит тепло от урановых зерен с постоянной времени порядка 2 мс. По мере возрастания температуры A3 реактора за время импульса, «температура» тепловых нейтронов также возрастает, что уменьшает вероятность деления по отношению к утечке нейтронов из A3 реактора. Таким образом, создается значительный отрицательный температурный эффект реактивности, который по существу является мгновенным. Данный температурный эффект реактивности численно характеризуется температурным коэффициентом реактивности (ТКР).
Основные подходы и методы конструирования систем управления
Проектирование (конструирование) систем управления устройством, динамическим объектом или технологическим процессом представляет собой деятельность, направленную на поиск оптимального решения поставленной задачи в соответствии с техническими требованиями [50, 51], предъявляемыми к проектируемой системе, что подразумевает планирование данной деятельности [52, 53] и, как правило, содержит несколько стадий, к которым можно отнести следующие: 1) определение и формулирование технических требований к проектируемой системе (если они предварительно не заданы); 2) анализ возможных решений поставленной задачи; 3) оценка альтернативных вариантов решения проблемы; 4) выбор варианта решения, удовлетворяющего заданным требованиям; 5) выбор и обоснование применения технических и программных средств, необходимых для реализации проекта (задачи); 6) оценка стоимости проекта; 7) реализация проекта.
В реальной ситуации, как правило, конструирование ведется с учетом определенных ограничений и неопределенностей. Одним из ограничивающих факторов является временной фактор, сужающий возможность поиска оптимального решения. Следующим принципиальным фактором является ограничение финансовых ресурсов, необходимых для решения и реализации поставленной задачи.
В большинстве случаев, технические требования, предъявляемые к проектируемой системе, формулируются исходя из начальных представлений о поставленной задаче и зачастую бывают не всегда однозначны. Это вносит некоторую неопределенность при конструировании и приводит к необходи мости дополнительной проработки и уточнения технических требований.
Применительно к системам управления процесс конструирования, как правило, включает в себя решение двух взаимосвязанных задач: анализа и синтеза.
Задача анализа связана с изучением природы и характеристик исследуемых объектов и систем на основе априорной или экспериментальной информации о них. Для этих целей, как правило, используются физическое, математическое или имитационное моделирование, позволяющее более детально изучить исследуемый объект или процесс.
Цель синтеза предусматривает разработку структуры системы управления, определение параметров настройки и решение задачи оптимизации или адаптации системы.
Поиск оптимального решения осуществляется в результате анализа различных вариантов и отбора оптимального результата в соответствии с заданными критериями [54].
Синтез систем управления (САР) является одной из центральных задач теории управления, в результате решения которой определяются состав, структура САР и параметры всех ее устройств из условия соответствия заданному комплексу технических требований [55, 56]: 1) обеспечение требуемого запаса устойчивости системы; 2) воспроизведение регулируемого параметра с заданной точностью в установившемся режиме; 3) обеспечение заданного качества регулирования в переходных режимах.
Процесс синтеза систем управления, как правило, включает в себя ряд стадий, последовательность которых представлена на рис 2.1.
Активное развитие вычислительной техники и специализированного программного обеспечения на совре менном этапе внесло определенные коррективы в процесс синтеза систем автоматического регулирования (управления), дав инженеру-проектировщику мощный инструмент интерактивного проектирования сложных динамических систем управления с широкими возможностями анализа и синтеза, используя весь богатый арсенал теории автоматического управления [57, 58, 59]. Это позволяет по-иному подойти к решению задач конструирования систем управления и, в частности, системы АРМ реактора ИГР (далее по тексту системы АРМ).
Целью настоящей работы является, с одной стороны, разработка теоретических и практических аспектов проектирования систем автоматического регулирования мощности применительно к импульсным исследовательским реакторам типа ИГР, с другой стороны, создание надежной и эффективной системы АРМ, а также исследование и решение задач безопасной эксплуатации импульсного реактора в режиме автоматического регулирования мощности.
Как уже отмечалось ранее, синтез систем автоматического регулирования является сложным интерактивным процессом, включающим в себя различные стороны инженерной деятельности в которую вовлечены специалисты из различных областей науки и техники, что подтверждает комплексность и сложность задачи синтеза систем регулирования.
Структурно-функциональное проектирование опытного образца системы АРМ реактора ИГР
Ядерные реакторы, исследовательские установки и стенды являются специфическими объектами управления, которые относятся к объектам повышенной ядерной опасности, что накладывает дополнительные требования к системам, обеспечивающим управление, контроль и регулирование технологических параметров объектов подобного класса.
В предыдущих главах были рассмотрены теоретические аспекты проектирования системы АРМ и особенности управления реактором ИГР. Результаты модельных исследований РМ системы АРМ реактора ИГР (далее по тексту - система АРМ) показали, что характеристики разработанного алгоритма регулирования мощности АРМ полностью удовлетворяют заданным требованиям.
Следующим этапом реализации системы АРМ является практическая реализация теоретических изысканий, рассмотренных в главе 2.
С учетом особенностей работы и опыта эксплуатации реактора ИГР, а также требований, приведенных в техническом задании [60] и нормативных документах [61, 62], были сформулированы следующие задачи, определяющие основное функциональное содержание системы АРМ: 1) обеспечение подготовки АРМ к реакторному эксперименту (РЭ), а именно: а) ввод исходных параметров; б) модельная/имитационная реализация ДП предстоящего РЭ. 2) обеспечение автоматического регулирования мощности в соответствии с заданием, определяемым предстоящим РЭ и требованиями к качеству реализации ДП; 3) обеспечение безопасного проведения РЭ в режиме автоматического регулирования мощности.
На основании вышерассмотренного комплекса требований была разработана структура системы АРМ, которая включает в себя следующие основные компоненты: 1) автоматический регулятор мощности с функциями контроля процесса регулирования; 2) имитатор реактора ИГР, обеспечивающий моделирование нейтронной мощности и по существу заменяющий ОУ (реактор ИГР) на период подготовки АРМ к реакторному эксперименту; 3) коммутационный модуль, обеспечивающий подключение АРМ к ионизационной камере реактора ИГР (штатный режим) или к имитатору системы АРМ реактора ИГР (подготовительный режим).
Структурная схема системы АРМ реактора ИГР приведена на рис. 3.1. 5„ - логический сигнал разрешения работы регулятора; SM - логический сигнал «Нормальный останов»; Sri -логический сигнал готовности АРМ к работе; 5(, - логический сигнал аварийного останова РЭ; Уяз - сигнал сброса стержней аварийной защиты; Хм - сигнал, определяюший верхнее положение пусковых стержней (ПС); 1а(О-сигнал на выходе ИК (ионизационной камеры); / (()-сигнал с выхода имитатора, имитирующий ИК; X p(t) - сигнал с датчиков скорости и положения регулирующего стержня; Ynll) - сигнал управления регулирующими стрежнями; Ш{І)- сигнал управления имитатором. ИК- ионизационная камера; РС-регулируюшие стержни; ПС- пусковые стержни; АЗ-стержни аварийной
Технические характеристики системы АРМ реактора ИГР определяется несколькими факторами: инженерными решениями, связанными с синтезом оптимальных алгоритмов работы системы и программно-техническими средствами, использующимися для реализации инженерных решений. Во второй главе были рассмотрены основные инженерные решения синтеза АРМ. Следующим этапом в проектировании является структурная компоновка системы АРМ, обоснование и выбор программно-технических средств реализации.
Автоматический регулятор мощности реактора ИГР АРМ является основным элементом системы АРМ реактора ИГР. В работе [79] была предварительно рассмотрена концепция структурного построения АРМ, определена конфигурация и состав АРМ.
Устройство подобного класса ранее было разработано и введено в эксплуатацию в 1986 году [8]. Опыт его эксплуатации дал ценную информацию в плане дальнейшего развития технических средств, обеспечивающих автоматическое регулирование мощности реактора ИГР. С учетом опыта эксплуатации штатного АРМ и технических требований, которые предъявляются к новой разработке в свете развития технической базы реакторного комплекса ИГР сформулированы основные функции, которые должен реализовывать АРМ, а именно: 1) регулирование нейтронной мощности в активной зоне реактора в соответствии с заданием, определяемым ДП реакторного эксперимента; 2) формирование диаграммы пуска с профилем, определяемым задачами РЭ; 3) автоматическое включение регулятора мощности по условию, при котором обеспечивается «плавный» переход от режима вспышки к режиму автоматического регулирования мощности. 4) формирование сигнала готовности АРМ к работе; 5) обеспечение прекращения эксперимента по команде оператора с заранее заданным темпом снижения мощности («мягкое» прекращение РЭ), или полное прекращение эксперимента в случае внештатной ситуации, определяемой допустимыми параметрами процесса регулирования.
Следовательно, АРМ должен обеспечивать следующие основные характеристики: 1) устойчивую реализацию задания (ДП) при воздействии ступенчатого возмущения по реактивности, не менее 0,2- / ; 2) заданную точность регулирования как на режиме изменения мощности (динамический режим), так и на режиме стабилизации (режим поддержания заданного уровня мощности).
Методические аспекты исследования системы АРМ реактора ИГР
Окончательным подтверждением результатов проектирования любой разработки и, в частности, автоматического регулятора мощности реактора ИГР, являются натурные испытания и исследования опытного образца, которые дают ответ о качестве разработки и целесообразности ее дальнейшего использования.
Применительно к системе АРМ методические подходы проведения исследований и испытаний включают в себя: 1) исследование системы АРМ регулятора ИГР: а) оценка соответствия технических характеристик АРМ заданным тре бованиям; б) оценка изменения параметров настройки (контура адаптации) АРМ и корректировка их в случае необходимости; в) оценка качества реализации тестовых диаграмм пусков; г) определение степени устойчивости АРМ к возмущению по реактив ности; д) оценка устойчивости АРМ при имитации неисправности двух каналов исполнительного устройства. 2) испытание АРМ реактора ИГР: а) ресурсные испытания в течение не менее 72 ч; б) проверка на повторяемость реализации задания (ДП).
4.2 Порядок проведения исследований системы АРМ-ИГР Порядок проведения испытаний определялся программой и методикой испытаний [78]. Исследования и испытания системы проводились в производственных условиях в помещении СУЗ реакторного комплекса ИГР первоначально на имитаторе реактора ИГР, далее непосредственно на реакторе ИГР в соответствии с рабочей программой смены.
При проведении производственных испытаний АРМ реактора ИГР использовался тот же подход, что и при проведении модельных исследований регулятора мощности АРМ реактора ИГР.
В качестве критерия оценки оптимальной настройки и качества регулирования АРМ использовались интегральные критерии качества: IAE и ISE, а именно МЕ= \n(t)-r(t)\dt- min, (4.1) ISE = (n(0 - r(t)f dt - min, (4.2) где IAE - интеграл абсолютной ошибки; ISE - интеграл квадрата ошибки; t — время вычисления интегрального критерия качества; n(f) - регулируемый параметр; r(f) — задающий параметр (ДП). Ошибка регулирования 8 определялась из следующего выражения rgbEW.iOO, (4.3) "мд где лвд- максимальное значение мощности «полка» ДП. В данном случае рассматривалась приведенная ошибка регулирования относительно максимального уровня стабилизации мощности.
В объем исследований входило: 1) проверка эффективности работы контура параметрической адаптации по параметрам настройки АРМ; 2) реализация тестовых диаграмм пусков в пределах рабочего диапазона регулятора мощности; 3) проверка устойчивости регулятора при воздействии ступенчатого возмущения по реактивности 0,1 и 0,2 /5L, соответственно, а также при имитации неисправности двух каналов следящей системы устройства управления при их перемещении вверх и вниз с максимальной скоростью, соответственно.
Подобная неисправность эквивалентна введению возмущения по скорости изменения реактивности равной 1-Дф/с в диапазоне от нуля
