Розробка нелінійної моделі парогенератора АЕС для інформаційної технології оптимізації управління

Abstract

Парогенератори сучасних енергоблоків атомних електричних станцій є критичними елементами енергоблоків та підлягають модернізації. Ідентифікація моделі парогенератора для оптимізації керування парогенератором є актуальним завданням. Мета даної статті полягає у розробці нелінійної математичної моделі парогенератора у відносних змінних для її використання в інформаційній технології оптимізації управління. Наведено математичні моделі процесів теплопередачі та пароутворення у парогенераторі у вигляді систем диференціальних рівнянь у відносних змінних. Ці моделі призначені для імітаційного моделювання теплових процесів у парогенераторі. Теплові процеси пов'язані з підведенням до парогенератора живильної води від системи водної підготовки та теплоносія від ядерного реактора, а також з відведенням пари з парогенератора до головного парового колектору. За законом збереження кількості руху робочого середовища у циркуляційному контурі парогенератора під дзеркалом випаровування отримано нелінійне диференціальне рівняння процесу циркуляції пароводяної суміші. Розроблено нелінійне диференціальне рівняння для обчислення похідної витрати пари через дзеркало випаровування у відносних змінних. Рівняння допоміжного обладнання – головного парового колектору, приводу клапана парової турбіни та виконавчого механізму регулюючого живильного клапана приведено до відносних змінних. З використанням рівнянь теплопередачі, пароутворення, циркуляції та допоміжного обладнання побудовано нелінійну модель парогенератора у просторі станів як об'єкта управління у відносних змінних. Наведено формули для обчислення значень постійних параметрів моделі парогенератора за значеннями конструктивних і технологічних параметрів. Розроблено програму для нелінійної математичної моделі парогенератора ПГВ-1000, яка включена в модуль моделей парогенераторів інформаційної технології. Це дозволить вирішити завдання ідентифікації та оптимізації інформаційної керуючої системи рівня води у парогенераторі ПГВ-1000 енергоблоку з ядерним реактором ВВЕР-1000.Steam generators of modern power units of nuclear power plants are critical elements of power units and are subject to modernization. Identification of the steam generator model for optimizing the control of the steam generator is an urgent task. The purpose of this article is to develop a nonlinear mathematical model of a steam generator in relative variables for its use in information technology for optimizing control. Mathematical models of heat transfer and steam formation processes in a steam generator are presented in the form of systems of differential equations in relative variables. These models are intended for simulation modeling of thermal processes in a steam generator. Thermal processes are associated with the supply of feed water to the steam generator from the water treatment system and coolant from the nuclear reactor, as well as with the removal of steam from the steam generator to the main steam collector. According to the law of conservation of the momentum of the working medium in the circulation circuit of the steam generator under the evaporation mirror, a nonlinear differential equation for the process of circulation of the steam-water mixture is obtained. A nonlinear differential equation has been developed to calculate the derivative of the steam flow through the evaporation mirror in relative variables. The equations for the auxiliary equipment – the main steam header, the steam turbine valve actuator and the control feed valve actuator – are reduced to relative variables. Using the equations of heat transfer, steam formation, circulation and auxiliary equipment, a nonlinear model of the steam generator in the state space as a control object in relative variables is constructed. Formulas are given for calculating the values of the constant parameters of the steam generator model from the values of its design and technological parameters. A program for a nonlinear mathematical model of the PGV-1000 steam generator has been developed, which is included in the information technology steam generator model module. This will make it possible to solve the problems of identifying and optimizing the information control system of the water level in the steam generator PGV-1000 of the power unit with a nuclear reactor VVER-1000.