Автоматические системы контроля и регулирования ядерной реакции реактора ВВЭР
Оценка 4.8

Автоматические системы контроля и регулирования ядерной реакции реактора ВВЭР

Оценка 4.8
docx
05.02.2020
Автоматические системы контроля и регулирования ядерной реакции реактора ВВЭР
Артеменко Ковтун-1.docx

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ МУРМАНСКОЙ ОБЛАСТИ

Государственное автономное образовательное учреждение Мурманской области среднего профессионального образования “Полярнозоринский энергетический колледж” (ГАОУ МО СПО “ПЭК”)

Специальность: «Автоматические системы управления»

 

 

 

 

 

Автоматические системы контроля и регулирования ядерной реакции реактора ВВЭР

 

 

 

 

 

Руководитель:

преподаватель спец. дисциплин

ГАОУ МО СПО «ПЭК»

Ковтун

Оксана Геннадьевна

 

Исполнитель:

студент 2 курса, группы АСУ2

ГАОУ МО СПО «ПЭК»

Артеменко

Андрей

Дмитриевич

 

 

 

 

 

 

 

Полярные Зори

2015

Содержание

 

Стр.

Введение

3

Основная часть

Глава 1. Безопасность Российских АЭС

 

        8

1.1.Безопасность Российских АЭС

8

1.2.Технические решения проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ

13

Глава 2. САУ и контроля для атомных электростанций

17

2.1.Системы автоматического управления и контроля для атомных электростанций. Функции автоматизации и контроля современных АЭС

17

2.2.Классификация, состав, структура и функции современных САУ

21

2.3.Особенности и тенденции развития современных САУ

26

Заключение

32

Список информационных источников

33


Введение

Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего – плутония; таким образом, может быть использована большая часть 238 U.

В России сейчас работают 10 АЭС, на которых установлен 31 энергоблок. Их суммарная электрическая мощность (около 23200 МВт) (нужно уточнить – мощность блоков повышалась и вводились новые блоки)делится примерно поровну между двумя группами реакторов: водо-водяными (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) и кипящими канальными водо-графитовыми (РБМК-1000, ЭГП-6). На Белоярской АЭС работает единственный (на данный момент – еще во Франции два работало и БН-800 пускается)в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-600.

Всю работу реакторов нужно контролировать и регулировать, для чего и существуют специальные автоматические системы. Как устроен реактор? Принцип действия и системы защиты? Именно об этом пойдёт речь в данной работе.


 

Глава 1

1.1. Безопасность российских АЭС

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.) За последние 5 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше нулевого (минимального) уровня по международной шкале ИНЕС(мне кажется что были и 1). По критерию надежности работы АЭС Россия вышла на второе место в мире среди стран с развитой атомной энергетикой, опередив такие развитые государства, как США, Великобритания и Германия.  

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них – это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности и многократное дублирование каналов безопасности. В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание, именно поэтому реакторные установки сконструированы таким образом, что само повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).

На Российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды. 

Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы «аварийного расхолаживания» (по насосу на каждую трубу).(как то не вяжется у меня – опять откуда-то вырвали кусок текста)

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены 3 независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода 1 контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях(точнее сказать имеют физическое разделение – потому что могут быть в одном здании, но в разных помещениях), что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, т.е., как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».

 

http://www.rosatom.ru/wps/wcm/connect/rosatom/rosatomsite/resources/a12ff00046654ed48290e3a6fc651667/2/161.jpgрис.1

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.

http://www.rosatom.ru/wps/wcm/connect/rosatom/rosatomsite/resources/a12ff00046654ed48290e3a6fc651667/3/1621.jpg
рис.2

Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие – например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см2 и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. То есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

Объем контайнмента довольно большой – 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена «спринклерная система», которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.

В частности, одним из элементов «Системы аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный (90 миллиметров) сосуд из двухслойной плакированной стали диаметром 3175 мм и объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии – разрыва первого контура охлаждения реактора – содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающихлокализацию радиоактивных веществ в пределах гермооболочки. К ним относятся системы удаления водорода (спассивнымирекомбинаторами); защиты первого контура от превышения давления; отвода тепла через парогенераторы; отвода тепла от защитной оболочки и устройство локализации расплава (УРЛ, так называемая «ловушка расплава»). Например, система отвода тепла от защитной оболочки обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС. Что касается устройства локализации расплава, то оно обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы гермооболочки при любых сценариях. Впервые им была оснащена Тяньваньская АЭС в Китае, построенная по российскому проекту. Оно предусмотрено также и в новом проекте «АЭС-2006». Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором, в него производится прием и размещение твердых и жидких составляющих кориума. Его функции - защита шахты реактора от термомеханического воздействия кориума, уменьшение выхода водорода и радионуклидов под защитную оболочку.обеспечение теплоотвода из кориума к охлаждающей воде. Наличие УЛР позволяет гарантировать, что расплавленное топливо, «упав» в огнеупорный стакан, останется в стабильном состоянии, то есть будет сохранена подкритичность расплава. Кроме того, в ловушке присутствует так называемый «жертвенный материал» – специальный материал из оксидов железа и борной кислоты, позволяющий мгновенно заглушить реакцию.

1.2. Технические решения проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ

http://www.rosatom.ru/wps/wcm/connect/rosatom/rosatomsite/resources/a12ff00046654ed48290e3a6fc651667/4/156.jpg

Рис.3

Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера(а на рисунке сейсмическое воздействие указано в баллах по MSK)).

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещение АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия система обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока. Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали от эпицентров мелкофокусных землетрясений. При выполнении таких работ в расчет берется уровень сейсмичности максимального расчетного землетрясения (МРЗ), которое может произойти с вероятностью 1 раз в 10 тысяч лет (и не более 8 баллов). Исходя из этого прогноза осуществляется выполнение соответствующих расчетов для строительных конструкций, проектирование всех трубопроводов и оборудования. При необходимости оборудование оснащается гидроамортизаторами.

Действующими нормами запрещено размещать АЭС: на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах;  на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимальных расчетных землетрясений (далее – МРЗ) более 9 баллов по шкале сейсмической активности Медведева-Шпонхойера-Карника; на территории, в пределах которой нахождение АС запрещено природоохранным законодательством.

Наконец, наличие собственных сил и средств ГО и ЧС на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр ОАО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС.

С точки зрения защиты от террористов, все действующие АЭС надежно охраняются Внутренними войсками МВД России, которые имеют необходимое вооружение, технику и оснащение. Система охраны построена таким образом, что любой террорист (нарушитель) будет задержан на линии охраны. Пронос (провоз) на территорию АЭС запрещенных предметов (оружие, боеприпасы и пр.) невозможен, на всех КПП установлены приборы обнаружения и видеонаблюдения. Таким образом, совершение противоправных действий, которые повлекут тяжкие последствия для жизни и здоровья граждан, маловероятно.

На всех наших станциях после аварии на Чернобыльской АЭС  были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. «После Чернобыля мы изменили физику реактора, ужесточили контроль и минимизировали роль человеческого фактора в кризисной ситуации», - говорит заместитель генерального директора Росатома А. Локшин. На всех без исключения станциях была проведена модернизация систем безопасности. Где этого было сделать нельзя, старые реакторы были остановлены, в настоящее время ведутся работы по выводу их из эксплуатации (Белоярская АЭС, Нововоронежская АЭС). В результате на всех действующих станциях нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно-опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный (общедоступный) сайт в интернете.

Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление – это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении.

На всех энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000, БН-600 и ЭГП-6, получивших лицензию Ростехнадзора на продление срока службы сверх проектного, был выполнен комплекс работ по крупномасштабной модернизации и замене оборудования и систем АЭС, обеспечивших достижение уровня современных требований к состоянию безопасности АЭС. В частности выполненные в составе обосновывающих документов на повышение мощности энергоблоков АЭС с РБМК-1000 вероятностные анализы безопасности (ВАБ) показали, что повышение мощности АЭС с реактором РБМК-1000 до 105% не оказывает влияния на показатели безопасности. В настоящее время получены разрешения Ростехнадзора (изменения в действующую лицензию) и находятся в опытно-промышленной эксплуатации на уровне мощности 105% энергоблоки №№ 1, 2 Курской АЭС.(работа на повышенном уровне мощности и соответствие требованиям – это разные вещи, а написано как будто одно следствие другого)

Однако бесконечно продлением заниматься нельзя, потому что есть фактор старения материалов, кроме того, невозможно(или экономически необоснованно)на старые реакторы поставить некоторые новые системы безопасности. Поэтому идет работа по строительству новых реакторов. На сооружаемых новых блоках общая стоимость систем безопасности, предотвращающих радиоактивное воздействие на население и окружающую среду при самых неблагоприятных условиях (падение тяжелого самолета, землетрясение, цунами, взрывная волна), составляет около 40% от стоимости энергоблока. И атомщики идут на эти затраты.

Конечная цель – гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки. «Это абсолютное требование для всех АЭС российского дизайна, построенных не только в нашей стране, но и в любой точке планеты», - заявил генеральный директор Росатома С. Кириенко.

После аварии на АЭС «Фукусима» на российских АЭС были воплощены новые(не новые, а дополнительные)технические решения. В частности, в 2011 году были закуплены новые дизель-генераторы, двухмегаваттные и меньшей мощности, автономные насосы. С технологической точки зрения, имеющихся сейчас на атомных станциях дизель-генераторов достаточно. Для сравнения, на АЭС «Фукусима» было два дополнительных дизель-генератора, а на Балаковской АЭС, к примеру, на 4 блока приходится около 20 дизель-генераторов различной мощности. 

Закупленное оборудование было поставлено в 2012 году. Соответствующими организациями были проведены проектные работы по изменениям схем  подключения оборудования, а также на новые регламенты управления авариями с учетом этих новых генераторов. В целом ОАО «Концерн Росэнергоатом» в 2011 году направило на компенсирующие мероприятия US$0,5 млрд, еще столько же было направлено на те же цели в 2012-2013 годах. 

 

Глава 2

САУ и контроля для атомных электростанций.

 

2.1. Системы автоматического управления и контроля для атомных электростанций. Функции автоматизации и контроля современных АЭС.

                                                

Системы автоматического управления и контроля (далее САУ) (обычно используется аббревиатура АСУ) являются неотъемлемой частью современных АЭС и играют ключевую роль в обеспечении их надежной и безопасной работы. Современные САУ для АЭС обычно служат для решения двух основных задач: автоматическое управление технологическими процессами (ТП) и автоматический контроль параметров и режимов работы АЭС.

Автоматизация ТП позволяет существенно увеличить эффективность работы конкретного оборудования (объекта управления) и работы энергоблока в целом. Автоматизация технологического процесса базируется на описании технологических операций (технологических алгоритмов), разработанном инженерами-технологами и обеспечивающем сам ТП. Технологические алгоритмы обычно обеспечивают технологию выполнения определенных действий (операций) с учетом ограничений при управлении (например, разрешенные или запрещенные зоны перемещения, технологические переключения и операции) и особенностей самого объекта управления (его конструкции, границ, способов и условий эксплуатации и т. д.), а также нарушений ТП. Автоматизация позволяет существенно снизить время, затрачиваемое на выполнение стандартных (заранее определенных) действий (операций, циклов) автоматизируемого оборудования, за счет увеличения скоростей исполнительных механизмов объектов управления, отсутствия останова между выполнением отдельных действий движущимися частями, реализации совместного движения нескольких механизмов, оптимизации траектории движения управляемого оборудования и т. п.

Наряду с автоматизацией ТП на АЭС обязательно реализуется контроль параметров системы. Прежде всего, осуществляется контроль параметров, используемых САУ при управлении ТП. К таким параметрам относятся показания датчиков положения, скорости, усилий, контроля температуры, уровня, давления, концевых выключателей и другие сигналы, передаваемые от оборудования объекта управления в САУ. Кроме этого, в САУ осуществляется контроль передачи информации внутри самой системы, контроль линий связи и других параметров.

Также следует отметить, что традиционно САУ для АЭС проектируются с учетом следующих основных принципов, регламентированных документом [2]:

·                     устойчивость к единичному отказу;

·                     структурное резервирование;

·                     независимость каналов управления и передачи информации;

·                     разнообразие применяемых технических средств для исключения отказов по общей причине (в технически оправданной мере);

·                     физическое разделение оборудования САУ двухканальных систем или выполняющих разные функции в разных шкафах или помещениях (в технически оправданной мере);

·                     безопасность отказа.

Еще одним требованием при создании САУ для АЭС является минимизация влияния персонала на работу САУ. При проектировании, изготовлении и внедрении САУ обычно учитываются следующие особенности взаимодействия оператора с системой:

·                     простота/сложность требуемых действий;

·                     подготовка (опыт);

·                     наличие возможности контроля управления;

·                     уровень стресса;

·                     качество интерфейса «человек–машина» (удобство считывания информации с показывающих приборов, работы с органами управления и др.);

·                     зависимость в действиях персонала (выполнение неправильного действия вследствие неправильного считывания информации с контрольно-измерительных приборов и др.).

Особенностью современных САУ для АЭС России является их разнообразие по применяемым в них техническим решениям. В первую очередь это характерно для давно действующих атомных станций, системы управления которых подвергались неоднократной модернизации за время эксплуатации. Это обусловлено следующими причинами:

·                     разнообразие выполняемых функций — управление ТП и оборудованием, реализация защит реакторной установки, информационная поддержка оперативного персонала и др.;

·                     отнесение систем к разным классам безопасности и, как следствие, наличие разных требований к реализации этих систем, изложенных в нормативных документах, как российских, так и международных (эти требования неоднократно менялись и совершенствовались за последние 20–30 лет);

·                     разнообразие поставщиков оборудования для АЭС и применение ими типовых решений и схем, основанных, зачастую, на компонентах собственного производства;

·                     непрерывное совершенствование и развитие в первую очередь «цифровой» элементной базы, которая значительно меняется каждые несколько лет.

Спецификой проектирования САУ для АЭС является то, что часть оборудования САУ эксплуатируется в центральном (реакторном) зале станции или других помещениях, где присутствует радиационная нагрузка или контакт с радиоактивными средами, где для дезактивации поверхностей оборудования применяются специальные растворы, а следовательно, присутствуют повышенная влажность и температура. В основном в неблагоприятных условиях работают датчики, двигатели и исполнительные механизмы. При этом технические средства САУ стараются вынести в «чистые» помещения, а там, где это невозможно, применяют изделия, стойкие к вышеперечисленным внешним воздействиям, или помещают их в защитные оболочки. АЭС и оборудование САУ проектируются также с учетом требований к сейсмостойкости.

Достаточно жесткие требования предъявляются и к надежности САУ. Например, надежность системы управления перегрузочной машиной характеризуется следующими показателями:

·                     вероятность безотказной работы за время непрерывной работы (720 ч) — 0,997;

·                     средняя наработка на отказ (MTBF) — 250 000 ч;

·                     среднее время восстановления — 4 ч.

Назначенный срок службы системы управления машины перегрузочной составляет не менее 30 лет(вот те раз. Вначале про САУ несколько абзацев, а потом одна строка про срок службы ПМ).

Достигаются данные показатели за счет применения комплектующих изделий с высокими показателями надежности, резервирования и обеспечения пользователя необходимым комплектом запасных частей.

Рис. 1. ПЛК на базе контроллера Siemens серии S7-300

Рис. 4. ПЛК на базе контроллера Siemens серии S7-300

 


 

2.2. Классификация, состав, структура и функции современных САУ

 

Наиболее важным аспектом при проектировании САУ для атомных станций является их классификация с учетом влияния САУ на безопасность АЭС в соответствии с требованиями ОПБ-88/97. По влиянию САУ как элемента АЭС, на безопасность устанавливаются четыре класса безопасности [2] (см. врезку).

«Классификация с учетом влияния САУ на безопасность АЭС в соответствии с требованиями ОПБ-88/97»

Класс безопасности 1. К нему относятся тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) и элементы АС, отказы которых являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими при проектном функционировании систем безопасности к повреждению ТВЭЛ с превышением установленных для проектных аварий пределов.

Класс безопасности 2. К нему относятся следующие элементы АС:

·        элементы, отказы которых являются исходными событиями, приводящими к повреждению ТВЭЛ в пределах, установленных для проектных аварий, при проектном функционировании систем безопасности с учетом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них;

·        элементы систем безопасности, единичные отказы которых приводят к невыполнению соответствующими системами своих функций.

Класс безопасности 3. К нему относятся элементы АС:

·        системы важные для безопасности, не вошедшие в классы безопасности 1 и 2;

·        содержащие радиоактивные вещества, выход которых в окружающую среду (включая производственные помещения АС) при отказах превышает значения, установленные в соответствии с нормами радиационной безопасности;

·        выполняющие контрольные функции радиационной защиты персонала и населения.

Класс безопасности 4. К нему относятся элементы нормальной эксплуатации АС, не влияющие на безопасность и не вошедшие в классы безопасности 1, 2, 3.

Элементы, используемые для управления аварией, не вошедшие в классы безопасности 1, 2 или 3, также относятся к классу безопасности 4.
 

Запроектная авария — авария или нарушение работы АЭС, для которой проектом АЭС не учтены причины возникновения и течение аварии, но при этом для такой аварии предусмотрены средства, снижающие негативные воздействия на персонал АЭС, население и окружающую среду.

САУ АЭС по влиянию на безопасность обычно классифицируют по классам: 2, 3 и 4. Классы безопасности 2 и 3 накладывают определенные требования к документации и проектированию САУ, а также к оценке соответствия оборудования, комплектующих, материалов и полуфабрикатов, поставляемых на АЭС [3]. Более подробно вопросы безопасности САУ АЭС рассмотрены в [4].

Все САУ и оборудование, используемые на АЭС, по своему назначению можно условно разделить на два вида:

·                     системы и оборудование, реализующие определенные транспортно-технологические операции, например машины, манипуляторы, краны, кантователи для хранения, транспортировки, преобразования и переработки ядерного топлива;

·                     системы, осуществляющие контроль, управление и информационную поддержку (получение, передача, обработка, хранение информации) в установках, реализующих ТП, например управления реакторной установки, химводоочистки, переработки жидких и твердых радиоактивных отходов.

При этом ТП могут содержать в себе признаки как первого, так и второго вида. Например, установка переработки жидких радиоактивных отходов содержит в себе ТП переработки отходов и транспортно-технологическую линию.

Также САУ классифицируют по характеру выполняемых ею функций, соответствующих ее основному назначению. При этом каждая из функций системы должна быть четко названа и описана и иметь ценность (например, функция диагностики позволяет пользователю своевременно выявлять отказавшие элементы САУ, что обеспечивает ведение ТП без ущерба для технологического оборудования, движущихся частей оборудования и т. п.). Таким образом, системы разделяют по их функциональному назначению, например на управляющие, информационные, системы безопасности и пр.

Многие САУ на АЭС являются системами, в которых реализация одной или двух функций является приоритетной задачей. Например, оборудование должно обеспечивать управление ТП, при этом такое управление должно быть безопасным. Таким образом, основными функциями САУ являются функции управления и безопасности (защит и блокировок). Однако это не значит, что в САУ не могут быть реализованы дополнительные функции — диагностическая, информационная, технического обслуживания, архивирования, обучения и др. В таких случаях дополнительные функции не должны влиять на основные функции САУ.

В отдельных САУ, используемых на АЭС, функция защит и блокировок может быть реализована только при помощи «жесткой» релейной логики или сочетать наличие нескольких каналов защит, реализованных на разных физических принципах (например, ПЛК в одном канале защит и релейная логика в другом).

Еще одной особенностью САУ для АЭС является зависимость режима работы системы и технологического оборудования от режима работы энергоблока станции, например:

САУ переработки радиоактивных отходов имеет периодический режим работы, зависящий от количества накопленных отходов вне зависимости от режима работы энергоблока.

Система управления перегрузочной машиной работает во время планово-предупредительного ремонта (ППР) и остановленного энергоблока; при этом необходимо обеспечить кратчайшие, экономически более выгодные сроки перегрузочной операции.

Система автоматического регулирования защит турбины работает при работе энергоблока АЭС на мощности и остановлена во время ППР.

Так как сроки ППР (1–3 месяца в год) и работы энергоблока на мощности (9–11 месяцев в год) различны, то и требования к САУ, работающим в этих режимах, существенно отличаются.

Современные САУ, применяемые на АЭС, как правило, имеют распределенную структуру. Обычно выделяют три уровня:

·                     нижний — датчики, исполнительные механизмы и устройства связи с объектом;

·                     средний — оборудование автоматики, содержащее ПЛК и выполняющее непосредственно контроль и управление технологическим процессом;

·                     верхний — пульты управления, рабочие места операторов.

Рассмотрим подробнее основные элементы САУ.

ПЛК является ключевым элементом такой системы и, как правило, состоит из дублированных источников питания, дублированных (резервированных) процессорных модулей, интерфейсных модулей, коммуникационных процессоров и модулей входов/выходов. В ПЛК загружается программа управления ТП, защиты и блокировки, математические модели как самих объектов управления, так и пространственные модели зон обслуживания для транспортно-технологических объектов. На рис. 4 показан пример ПЛК на базе контроллера Siemens серии S7-300, широко использующегося в системах автоматического контроля АЭС (основные характеристики приведены в таблице 1).

Таблица 1. Основные технические данные центральных процессоров s7-300

Рабочие места операторов (РМО) таких систем обычно представляют собой персональный компьютер в промышленном исполнении (или панель управления) с установленной на нем операционной системой и специализированным програм­мным обеспечением, с помощью которого может осуществляться конфигурирование САУ. РМО обычно разделяют на несколько типов в зависимости от назначения и разграничения прав доступа. Например, различают места операторов, технологов, начальников смены, инженеров-физиков, инженеров-химиков и других, контролирующих ведение ТП. Одни РМО позволяют выполнять только мониторинг, диагностику и отображение информации, другие — осуществлять управление ТП. Права доступа у операторов могут быть разные, но обычно они не имеют доступа к настройкам и управлению оборудованием, работа которого может повлиять на безопасность. У оператора имеется возможность только остановить работу системы или перевести ее в безопасное состояние при возникновении аварийных ситуаций.

Кроме РМО, в состав САУ включают сервисный ноутбук или инженерную станцию, позволяющие инженеру-программисту перепрограммировать ПЛК.

В качестве примера РМО оператора на рис. 5 приведен пульт управления разгрузочно-загрузочной машины для АЭС с реакторами типа РБМК производства ЗАО «Диаконт». Данное рабочее место позволяет осуществлять управление разгрузочно-загрузочной машиной реактора РБМК в автоматизированном режиме, благодаря чему можно избежать нештатных ситуаций, связанных с отступлением от указаний инструкции по эксплуатации, и тем самым повысить безопасность эксплуатации разгрузочно-загрузочной машины, а также сократить время, затрачиваемое на перегрузку.

Рис. 2. Рабочее место оператора

Рис. 5. Рабочее место оператора

 


 

2.3. Особенности и тенденции развития современных САУ

 

Современные САУ имеют ряд особенностей, обеспечивающих повышенную безопасность и надежность функционирования АЭС.

При выходе из строя оборудования РМО современные САУ обеспечивают продолжение управления ТП. При необходимости в САУ можно добавить условия, при которых отказ РМО оператора приводит к безопасному останову ТП.

Сети передачи данных, используемые в современных САУ, имеют строго ограниченный доступ к другим сетям на АЭС. Возможность подключения съемных носителей (USB-носители) обычно ограничена в оборудовании САУ программно и физически. Оборудование САУ не имеет дисководов, если их наличие не оговорено отдельно заказчиком в техническом задании на САУ. Такие меры обеспечивают защиту систем от потенциальных вирусных угроз и несанкционированного доступа.

Пульты управления РМО, с которых осуществляется ввод управляющих заданий, не имеют стандартной компьютерной клавиатуры, а снабжены специализированными клавиатурами, оснащенными только необходимыми функциональными клавишами. Часто в составе САУ имеются пульты для ручного или местного управления оборудованием ТП. В пульты управления РМО для наблюдения за ТП интегрируется оборудование ТВ-систем разного назначения для снижения (исключения) дозовой нагрузки на персонал АЭС.

В составе САУ предусматриваются программные и технические средства для наладки и настройки систем, для автономной проверки функционирования отдельных узлов системы. В крупных САУ, разнесенных по разным помещениям АЭС, широко применяются оптические линии связи, обеспечивающие помехозащищенность и увеличение скорости обмена данными в системе.

Для строящихся (проект АЭС-2006) и недавно введенных в строй энергоблоков АЭС основополагающим фактором является стремление руководства станций к уменьшению количества специалистов, обслуживающих оборудование АЭС. Это приводит к тому, что проектные организации стремятся реализовать все САУ, эксплуатирующийся при работе энергоблока на мощности, на очень ограниченном наборе платформ, которые приняты директивно. Одной из таких платформ являются программно-технические средства типа ТПТС, выпускаемые ВНИИА им. Духова.

Платформа ТПТС имеет модульную структуру с распределенными вычислениями. Причем каждый функциональный модуль имеет свой собственный контроллер (процессор). Контроллер каждого модуля выделен на решение задачи контроля и управления, характерной для данного модуля, и обмена данными с другими модулями. ТПТС для решения задач автоматизации имеет следующие функциональные модули: ввода/вывода дискретных и аналоговых сигналов; управления исполнительными механизмами; регуляторов; сетевого интерфейса RS485.

В рамках одной стойки (шкафа) ТПТС модули связаны между собой по внутренней шине ввода/вывода стойки. Стойки одной или нескольких САУ связаны между собой шиной EN. В качестве системного модуля, обеспечивающего информационную связь между функциональными модулями, связанными с ТП, и между функциональными модулями и системами верхнего уровня, используется центральный модуль (ЦМ) (рис. 6) [5].

Рис. 3. Структура стойки программно-технических средств типа ТПТС

Рис. 6. Структура стойки программно-технических средств типа ТПТС

Преимущества распределенной структуры вычислений состоят в следующем:

·                     при расширении САУ «вычислительная мощность» системы растет пропорционально увеличению числа управляемых механизмов и контролируемых параметров, так как каждый добавляемый функциональный модуль содержит свой процессор;

·                     уменьшение нагрузки на шине ввода/вывода;

·                     высокая «живучесть» системы — каждый модуль способен автономно управлять процессом даже при выходе из строя остальных систем;

·                     прикладные функции каждого модуля задаются и модифицируются независимо, что приводит к упрощению отладки системы и ее модернизации в течение всего жизненного цикла;

·                     встроенная глубокая самодиагностика модулей и диагностика состояния внешних цепей модуля.

В качестве абонентов шины EN могут выступать стойки ТПТС и персональные компьютеры других систем. Объединение САУ различных технологических систем АЭС в единую структуру посредством шины EN позволяет иметь единое пространство данных для всех САУ энергоблока АЭС, что облегчает разработку взаимодействия между САУ различных технологических систем и уменьшает количество инженерных станций для обслуживания оборудования различных САУ. На рис. 7 показан пример структуры САУ ТП энергоблока АЭС, реализованной на средствах ТПТС и объединяющей различные технологические системы.

Для проектирования алгоритмов работы САУ, реализованных на ТПТС, применяется система автоматизированного проектирования GET-R, разработанная ВНИИА им. Духова.

Рис. 4. Пример САУ технологическими процессами энергоблока АЭС (ПТК — программно-технический комплекс, СВБУ — система верхнего блочного уровня)

Рис. 7. Пример САУ технологическими процессами энергоблока АЭС (ПТК — программно-технический комплекс, СВБУ — система верхнего блочного уровня)

К основным функциям GET-R относятся:

·                     графическое представление алгоритма работы модуля ТПТС в виде функциональной схемы, состоящей из набора стандартных библиотечных функций (графических элементов);

·                     запись прикладных программ в виде текстовых файлов в модули ТПТС;

·                     возможность частичного изменения прикладной программы, связанного с изменением отдельных параметров в алгоритмах работы модулей ТПТС;

·                     контроль правильности распределения ячеек памяти модуля как при отсутствии в задании задействованных каналов модулей, так и при их последующем использовании в проекте;

·                     проверка правильности выполнения операции загрузки;

·                     возможность получения информации по спискам имитируемых сигналов;

·                     представление информации по несоответствию загруженных и спроектированных прикладных алгоритмов;

·                     ведение проектной базы данных;

·                     автоматизированный выпуск проектной документации.

Примерами систем, реализованных на базе ТПТС, являются САУ реакторного отделения; турбинного отделения; спецводоочистки; химводоочистки; переработки жидких радиоактивных отходов; переработки твердых радиоактивных отходов.

Для САУ, работающих на этапе ППР, требование по ограничению применяемых платформ не столь жесткое, так как в период ППР существенно расширяется состав оборудования, реализующего специ­фические и специализированные функции. Реализация специфических функций требует в ряде САУ значительных вычислительных ресурсов для обработки информации, например математических вычислений по пространственной модели зоны обслуживания при перегрузке ядерного топлива машиной перегрузочной. Поэтому для обеспечения инженерной поддержки эксплуатации таких систем обычно привлекаются специализированные предприятия или предприятия — разработчики данных систем, а при проектировании таких САУ применяются решения, хорошо себя зарекомендовавшие и отработанные на предыдущих проектах САУ для АЭС.

Примерами таких систем являются оборудование перегрузки ядерного топлива; полярный кран; гайковерт. Особенность такого оборудования и систем управления — возможность перевода оборудования в безопасное состояние путем остановки в любой момент и на любом этапе технологического цикла. Это позволяет упростить структуру аппаратной части и программного обеспечения САУ, не снижая уровень безопасности реализации ТП.

Преимуществами таких САУ являются:

·                     компактность;

·                     сокращение количества кабелей, так как сигналы в САУ передаются по уплотненным линиям передачи данных;

·                     комплексность решения — заказчик получает САУ как законченное изделие, включая датчики, исполнительные механизмы, РМО;

·                     встроенные возможности для конфигурирования САУ, включая возможность редактирования алгоритмов управления, логики срабатывания и набора защит и блокировок на доступных пользователю средствах;

·                     независимость от поставщика при пополнении комплекта запасных частей.

Рис. 5. Общий вид блочного пункта управления АЭС

Рис. 8. Общий вид блочного пункта управления АЭС

 

 


 

Заключение

Как мы выяснили, автоматизация процесса и контроля за ним заметно улучшает качество важнейших элементов ядерных генерирующих предприятий. В данном случае речь идёт и о повышении уровня надёжности и функциональности строящихся АЭС, внедрения новых систем контроля и регулирования повышают срок эксплуатации ядерных реакторов.

Невозможность совершенствовать сам реактор (активную зону) требует технологий, которые будут правильно и точно отображать состояние объектов реактора, следить за процессами проходящими в нём, выполнять все действия по защите от непоправимых последствий аварийности реакторов.

Значительные финансовые вложения в разработку и внедрение новых АСУ с лихвой окупаются увеличением срока службы объектов атомной энергетики, повышения безопасности их эксплуатации и экономической эффективности АЭС в целом.

 


 

Список информационных источников

1.http://www.rosenergoatom.ru

2.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ -88/97.

3.Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила оценки соответствия оборудования, комплектующих, материалов и полуфабрикатов, поставляемых на объекты использования атомной энергии, НП-071-06.

4.Ястребенецкий М. А. Безопасность атомных станций. Информационные и управляющие

5.системы. Киев: Техника. 2004.

6.http://www.vniiaes.ru

7.Бадев В.В., Егоров Ю.А., С.В. Казаков "Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС", Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.

8.Ефимова Н. Ядерная безопасность: у кого искать защиты? / "Экономика и время", №11 от 20 марта 1999.

9.Израэль Ю.А."Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга" Ленинград, 1988 г.

10.Никитин Д., Новиков Ю. "Окружающая среда и человек", 1986 г.

11.Ольсевич О.Я., Гудков А.А. Критика экологической критики. - М.: Мысль, 1990. - 213с.

12.Ядерная и термоядерная энергетика будущего/ Под ред. Чуянова В.А. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 192с.

13.Ядерный след/ Губарев В.С., Камиока И., Лаговский И.К. и др.; сост. Малкин Г. - М.: ИздАТ, 1992. - 256с.

14.Никитин Д., Новиков Ю. "Окружающая среда и человек", 1986 г.


 

Скачано с www.znanio.ru

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

Содержание Стр.

Содержание Стр.

Введение Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций

Введение Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций

Глава 1 1.1. Безопасность российских

Глава 1 1.1. Безопасность российских

АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами

АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами

Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора

Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора

Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура

Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура

Па, и падающего самолета массой 5 тонн

Па, и падающего самолета массой 5 тонн

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающихлокализацию радиоактивных…

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающихлокализацию радиоактивных…

Технические решения проектов АЭС-2006 и

Технические решения проектов АЭС-2006 и

Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали…

Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали…

Росатома и такой же собственный центр

Росатома и такой же собственный центр

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО)

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО)

Поэтому идет работа по строительству новых реакторов

Поэтому идет работа по строительству новых реакторов

Глава 2 САУ и контроля для атомных электростанций

Глава 2 САУ и контроля для атомных электростанций

Наряду с автоматизацией ТП на

Наряду с автоматизацией ТП на

Особенностью современных САУ для

Особенностью современных САУ для

Спецификой проектирования САУ для

Спецификой проектирования САУ для

Рис. 4. ПЛК на базе контроллера

Рис. 4. ПЛК на базе контроллера

Классификация, состав, структура и функции современных

Классификация, состав, структура и функции современных

Класс безопасности 4. К нему относятся элементы нормальной эксплуатации

Класс безопасности 4. К нему относятся элементы нормальной эксплуатации

При этом ТП могут содержать в себе признаки как первого, так и второго вида

При этом ТП могут содержать в себе признаки как первого, так и второго вида

Еще одной особенностью САУ для

Еще одной особенностью САУ для

В ПЛК загружается программа управления

В ПЛК загружается программа управления

Например, различают места операторов, технологов, начальников смены, инженеров-физиков, инженеров-химиков и других, контролирующих ведение

Например, различают места операторов, технологов, начальников смены, инженеров-физиков, инженеров-химиков и других, контролирующих ведение

Рис. 5. Рабочее место оператора

Рис. 5. Рабочее место оператора

Особенности и тенденции развития современных

Особенности и тенденции развития современных

Для строящихся (проект АЭС-2006) и недавно введенных в строй энергоблоков

Для строящихся (проект АЭС-2006) и недавно введенных в строй энергоблоков

Рис. 6. Структура стойки программно-технических средств типа

Рис. 6. Структура стойки программно-технических средств типа

В качестве абонентов шины EN могут выступать стойки

В качестве абонентов шины EN могут выступать стойки

Рис. 7. Пример САУ технологическими процессами энергоблока

Рис. 7. Пример САУ технологическими процессами энергоблока

Примерами систем, реализованных на базе

Примерами систем, реализованных на базе

САУ, не снижая уровень безопасности реализации

САУ, не снижая уровень безопасности реализации

Рис. 8. Общий вид блочного пункта управления

Рис. 8. Общий вид блочного пункта управления

Заключение Как мы выяснили, автоматизация процесса и контроля за ним заметно улучшает качество важнейших элементов ядерных генерирующих предприятий

Заключение Как мы выяснили, автоматизация процесса и контроля за ним заметно улучшает качество важнейших элементов ядерных генерирующих предприятий

Список информационных источников 1

Список информационных источников 1
Материалы на данной страницы взяты из открытых истончиков либо размещены пользователем в соответствии с договором-офертой сайта. Вы можете сообщить о нарушении.
05.02.2020