Применение информационной технологии для моделирования динамики управления ядерным реактором с разбиением на зоны по вертикальной оси

Abstract

Ядерные реакторы ВВЭР-1000 серии В-320 эксплуатируются на 11 энергоблоках атомных электростанций Украины в режиме стабилизации мощности [1–3]. Актуальна проблема модернизации энергоблоков АЭС энергосистемы Украины и управления энергоблоками в маневренных режимах, что вызывает необходимость контролировать нейтронную мощность и аксиальный офсет реактора [4]. Модели ядерных реакторов для стабилизации мощности учитывают нейтронную кинетику, тепловые процессы и изменения концентрации ксенона и бора в активной зоне (АЗ) [5–7]. На основании сосредоточенных моделей реактора приводятся результаты имитационного моделирования динамики реактора ВВЭР-1000 при регулировании мощности поглощающими стержнями или борной кислотой [8–10]. Сосредоточенные модели реактора позволили выполнить синтез оптимальных систем автоматического управления в нормальных режимах эксплуатации, но такие модели не позволяют вычислить аксиальный офсет [11]. Для его вычисления применяются математические модели реактора в абсолютных переменных состояния с разбиением на зоны по вертикальной оси [4, 12]. Преимущество имеют многозонные модели реактора в относительных переменных состояния, позволяющие повысить точность и скорость имитационного моделирования [13]. Одна из важнейших задач управления реактором — анализ управляемых переходных процессов при изменении нагрузки реактора с применением информационной технологии для моделирования динамики управления ядерным реактором [14]. Цель данной статьи — вычисление и анализ динамических процессов управления реактором ВВЭР-1000 серии В-320 на основе нелинейных математических моделей с разбиением на зоны по вертикальной оси путем применения информационной технологии моделирования динамических систем. Для достижения намеченной цели разрабатываются алгоритмы и программы матричных методов интегрирования систем дифференциальных уравнений и вспомогательных их параметров, которые включаются в информационную технологию моделирования динамических систем. С использованием этой информационной технологии и нелинейных математических моделей реактора ВВЭР-1000 серии В-320 с разбиением на зоны по вертикальной оси выполняется имитационное моделирование динамики управления ядерным реактором. Для десяти зон реактора проводится анализ нейтронных и тепловых процессов, а также изменения аксиального офсета в активной зоне реактора при полном сбросе нагрузки под управляющим воздействием перемещения поглощающих стержней и повышения концентрации борной кислоты.

The structure of information technology for modeling control systems, which includes a block of systems models, a module of integration methods and other program elements, is considered. To analyze the dynamics of control of a nuclear reactor, programs of mathematical models of a WWER-1000 nuclear reactor of the V-320 series and its control systems in the form of nonlinear systems of differential equations in the Cauchy form have been developed. For the integration of nonlinear systems of differential equations, an algorithm of the system method of the first degree is presented. A mathematical model of a WWER-1000 reactor as a control object with division into zones along the vertical axis in relative variables of state is considered, the values of the constant parameters of the model and the initial conditions corresponding to the nominal mode are given. Using information technology for ten zones of the reactor, the system integration method was used to simulate the dynamics of control of a nuclear reactor. Graphs of neutron and thermal processes in the reactor core, as well as changes in the axial offset when the reactor load is dumped under the influence of the movement of absorbing rods and an increase in the concentration of boric acid, are plotted. The analysis of dynamic processes of reactor control is carried out. The programs of integration methods and models of the WWER-1000 reactor of the V-320 series are included in the information technology to optimize the maneuvering modes of the reactor.