Содержание к диссертации
Введение
1 Сравнительная характеристика систем управления и защиты реакторных установок 12
2 Оценка параметров влияющих на структурное построение и временные характеристики интегрированного комплекса 45
3 Интегрированный комплекс, как составная часть системы управления безопасностью реакторной установки 54
4 Структура интегрированного комплекса. Адаптация к проектным особенностям. Состав. Выполняемые функции, технические характеристики, надежность 56
5 Описание элементов интегрированного комплекса .
- элементы управляющей системы безопасности;
- элементы нормальной эксплуатации важной для безопасности 73
6 Практическое внедрение результатов работы 90
Заключение 93
Литература 101
- Сравнительная характеристика систем управления и защиты реакторных установок
- Оценка параметров влияющих на структурное построение и временные характеристики интегрированного комплекса
- Интегрированный комплекс, как составная часть системы управления безопасностью реакторной установки
- Структура интегрированного комплекса. Адаптация к проектным особенностям. Состав. Выполняемые функции, технические характеристики, надежность
Введение к работе
Исследования и эксперименты, связанные с использованием нейтронов в различных областях науки и техники, в настоящее время имеют широкий круг применений, как в России и странах СНГ, так и за рубежом.
Исследовательские реакторы занимают особое место в мировом использовании энергии процесса деления радиоактивных веществ. Основное отличие их от энергетических реакторов состоит в том, чтобы при минимальном тепловыделении получить максимально возможный поток нейтронов, В настоящее время исследовательские реакторы являются основным источником нейтронов, применяемым для проведения фундаментальных теоретических исследований в физике элементарных частиц, ядерной физики, физики твердого тела, а также для решения прикладных задач в материаловедении, медицине, технологии элементов ядерных реакторов и т.д.
Исследовательские реакторы являются необходимым звеном в поддержании развития и прогрессе ядерной энергетики в ближайшие десятилетия [1].
Подтверждением этого может служить большое количество работающих исследовательских реакторов во всем мире.
За всю историю развития ядерной техники создано более 500 исследовательских реакторов различных по мощности, конструкции и назначению. По данным МАГАТЭ на 2003 год, в мире насчитывается около 300 действующих исследовательских реакторов, более 60 из них находятся на территории России [2]. Россия по-прежнему занимает первое место в мире по количеству действующих исследовательских реакторов.
Большое количество исследовательских реакторов было спроектировано и построено в середине 20-го века. Главная причина уменьшения числа исследовательских реакторов состоит в том, что упала потребность в реакторах малой мощности. Другая причина заключается в старении реактора и оборудования, обеспечивающего безопасность и нормальный режим эксплуатации реакторной установки.
Потребность науки и техники в мощных источниках нейтронов возрастает, осуществляется ввод в эксплуатацию новых высокопоточных исследовательских реакторов, обладающих улучшенными техническими характеристиками, таких как
.4-
FRM-2 (Германия), HFR (Франция), TRR-2 (Тайвань), ПИК (Россия), а так же модернизация существующих [3-5].
СССР на протяжении десятилетий занимал одно из ведущих мест в области исследований с использованием нейтронных источников. В 50-е - 60-е годы по инициативе И. В. Курчатова и А. П. Александрова были построены исследовательские ядерные центры в различных регионах страны: Москве, Обнинске, Дубне, Димитровграде, Сарове, Свердловске, Алма-Ате, Риге, Минске, Киеве, Тбилиси, Ташкенте, и многих других.
Системы обеспечения безопасной работы ядерных реакторов развивались вследствие необходимости контролировать состояние активной зоны реактора, в первую очередь нейтронного потока, затем технологических параметров. С введением в эксплуатацию электростанций, работающих на ядерном топливе, системе контроля, управления и обеспечения безопасной работы ядерного реактора стали уделять еще большее внимание.
Ядерный реактор представляет собой устройство, где на практике реализована управляемая цепная реакция деления. Главным элементом реактора является активная зона, в которой размещается ядерное топливо. Реакторы классифицируются по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, целевому назначению, виду теплоносителя и замедлителя и их физическому состоянию.
В результате цепной реакции деления образуются две группы нейтронов: мгновенные и запаздывающие. Используемые детекторы для контроля плотности потока нейтронов наиболее чувствительны (примерно в 100 раз) к запаздывающим нейтронам, доля которых составляет 0,64% от всех испускаемых в процессе деления нейтронов. Именно по запаздывающим нейтронам осуществляется управление реактивностью, защита и контроль по мощности и периоду реактора.
Управление - это подавление или высвобождение реактивности с помощью каких-либо внешних по отношению к активной зоне устройств с целью достижения равновесия изменений реактивности, происходящих в активной зоне. Одним из инструментов регулирования реактивности является поглощающий (отражающий для исследовательских реакторов на быстрых нейтронах) стержень - рабочий орган. Рабочие органы характеризуются по назначению и той доли реактивности, которую они вносят при перемещении. Коэффициент размножения уменьшается с
ростом температуры и мощности реактора, поэтому предусмотрена автоматическое регулирование и стабилизация мощности.
Защита - это автоматический перевод реактора в подкритическое состояние при нарушении предельных режимов эксплуатации, контролируемых по нейтронно-физическим и тепло-гидравлическим параметрам.
Для обеспечения защитных функций, осуществления управления и контроля во всех режимах работы реакторной установки принята мировая практика использования системы управления и защиты (СУЗ).
Аппаратура СУЗ реакторных установок предназначена для осуществления следующих основных функций:
контроль нейтронно-физических параметров реактора (мощности, периода,
реактивности) в режиме первого пуска, перегрузки топлива и рабочем режиме;
контроль технологических параметров;
формирование управляющих сигналов для защитной системы безопасности;
формирование управляющих сигналов для системы нормальной эксплуатации;
контроль положения рабочих органов;
автоматическое регулирование и стабилизация мощности;
мониторинг и диагностика.
Существующие аппаратуры СУЗ для исследовательских реакторов разрабатывались в середине 60-х - начале 80-х годов прошлого столетия и до настоящего времени обеспечивают управление и безопасность реакторных установок. На большинстве исследовательских реакторов для обеспечения безопасности используется блоки детектирования и устройства защиты по уровню мощности (УЗМ) и по скорости нарастания мощности (УЗС) разработки НИКИЭТ. Некоторые исследовательские реакторы оснащены ранее серийно изготавливаемыми каналами контроля нейтронного потока "Карпаты", "Алтай", производства завода "Сигнал", а так же аппаратурой контроля нейтронного потока АКНП-5, производства "СНИИП".
Изучение и анализ технического состояния существующей аппаратуры СУЗ исследовательских реакторов в исследовательских ядерных центрах городов Гатчина (ПИЯФ, Россия), Димитровград (НИИАР, Россия), Обнинск (НИФХИ, Россия), Сэров (ВНИИЭФ, Россия), Дубна (ОИЯИ, Россия), Ташкент (ИЯФ, Узбекистан), Далат (ИЯИ, Вьетнам), Триполи (ЦЯИ, Ливия) показал ниже следующее.
1. Эксплуатируемая аппаратура СУЗ исследовательских реакторов в полном
объеме не соответствует современным требованиям, изложенным в документах
МАГАТЭ и российских стандартах, а именно:
не соблюдаются принципы защиты от отказа по общей причине: отсутствует
глубокое резервирование, отсутствует резервный пункт управления (РПУ);
большинство эксплуатируемых СУЗ исследовательских реакторов
обеспечивают формирование управляющих сигналов для защитной системы
безопасности по тепло-гидравлическим параметрам по логике 1 из 1, что
недопустимо по современным требованиям и значительно ухудшает
надежность СУЗ;
производится однократное мажоритарное сложение сигналов аварийной
защиты (т.е. устройство формирующее окончательный сигнал аварийной
защиты - одно), что так же ухудшает параметры надежности СУЗ;
в логику работы СУЗ рядя исследовательских реакторов не введены сигналы
исправности обеспечивающих систем (например, исправность надежного
питания, дизель генератора и т.п.);
низкие эргономические характеристики и не соответствие требованиям по
надежности устройств отображения текущей информации предоставляемой
оператору.
Исчерпан назначенный ресурс аппаратуры СУЗ исследовательских реакторов.
Полностью исчерпаны запасные части к аппаратуре СУЗ и не подлежат восстановлению в прежнем виде электронные части большинства блоков из-за замены на более совершенные, а также вследствие снятия с производства устаревших электронных компонентов.
В некоторых исследовательских ядерных центрах требуется замена конструктивных элементов реактора, что неизбежно приведет к замене СУЗ.
Предпусковые проверки СУЗ на существующих исследовательских реакторах не автоматизированы. Так же немаловажным является человеческий фактор, приводящий к неизбежным ошибкам при проведении проверок. В виду циклической работы исследовательских реакторов (от одного дня до нескольких недель) объем такого рода работ резко возрастает.
В существующих СУЗ исследовательских реакторов отсутствует архивация контролируемых параметров и регистрация причины и развития аварийной ситуации.
Работать с такой аппаратурой становится с каждым годом все трудней, из-за естественного старения оборудования, недостатка, а порой отсутствия запасных комплектующих изделий, недостаточного объема контроля, слабой эргономики, ужесточения требований надзорных организаций и т.п. [6].
В настоящее время возникла необходимость в замене существующих морально и физически устаревших систем с целью повышения безопасности работы реактора, более качественного проведения научных исследований и прикладных работ. Это достигается, в том числе, путем развития функциональных возможностей электронной аппаратуры СУЗ. В связи с этим современные системы должны отвечать последним достижениям науки, техники, технологии и удовлетворять действующим более высоким нормам и правилам ядерной безопасности.
Проблема создания в России СУЗ "четвертого поколения" на основе вычислительной и программируемой техники заключалась в следующем. Во-первых, экономическая и политическая ситуация в стране разобщила многие исследовательские ядерные центры бывшего Союза ССР, привела к значительному ослаблению этой отрасли науки и НИИ, разрабатывающих соответствующую аппаратуру. Во-вторых, субъективные причины - консерватизм и задержка в разработках нормативных документов, содержащих требования предъявляемые к программному обеспечению систем, важных для безопасности. Все это привело к тому, что вопросы разработки новой интегрированной аппаратуры СУЗ для реакторных установок не являлись актуальными до середины 90-х годов прошлого века. Хотя, первый одноплатный контроллер для измерения средней частоты счета и скорости ее изменения был разработан автором в 1989 году и установлен в устройстве по измерению остаточной р- и у- активности кремниевых образцов после легирования. Два таких устройства эксплуатируются в НИФХИс1994года.
Условием создания надежной и безопасной реакторной установки является ее соответствие (при разработке, строительстве, эксплуатации и т.д.) нормативным документам и общепризнанным принципам. К ним в первую очередь относятся резервирование, разнообразие, независимость (функциональная и физическая), безопасность, идентификация, защита в глубину, безопасный отказ, неодинаковость, живучесть, автоматичность срабатывания, возможность проверок [7]. Требования безопасности российских исследовательских реакторов изложены
в основных документах, утвержденных Госатомнадзором России: "Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок" (ОПБ) [8], "Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов" (ПБЯ) [9-11]. Эти документы согласуются с требованиям основных международных стандартов [12-21].
Основные задачи, стоящие при разработке современной аппаратуры СУЗ складываются из следующих аспектов:
расширения функциональных задач защиты, контроля и управления
реакторной установкой;
улучшение технических характеристик; - улучшение механических характеристик;
расширение диапазона рабочих температур, температур хранения и
транспортирования;
повышения срока службы блоков и устройств;
повышения надежности по функции ложного срабатывания и неготовности
сигнала аварийной защиты;
автоматическая диагностика исправности;
автоматизация предпусковых проверок каналов защиты и контроля;
повышения качества предоставления информации оператору реакторной
установки и совершенствование интерфейса "человек-машина";
адаптация аппаратуры СУЗ для большинства типов реакторных установок.
На данный момент перечисленные ранее функции аппаратуры СУЗ реакторных установок реализуются отдельными самостоятельными конструктивно оформленными подсистемами (каналами). Применение новых технических решений и прогрессивных технологий позволило определить основную идею работы - построение концепции универсального интегрированного комплекса аппаратуры СУЗ для исследовательских ядерных реакторов (АСУЗ-ИЯР). Идея функциональной и конструктивной интеграции оборудования позволила объединить все выше перечисленные функции в один канал - интегрированный канал управляющей системы безопасности (УСБ), что резко сократило объем аппаратуры при неизменном объеме контроля.
Настоящая работа посвящена созданию технических и методологических решений по обеспечению эффективными и надежными комплексами АСУЗ
исследовательских реакторов во всех режимах их работы - загрузки топлива, первого пуска, автоматического вывода на мощность и работе на номинальных уровнях мощности.
Вследствие физических, технологических и конструктивных особенностей исследовательских реакторов одними из важнейших параметров, определяющих безопасность, являются время формирования сигнала аварийной защиты в рабочем диапазоне и надежность системы аварийной защиты.
Анализ современных СУЗ реакторных установок отечественных (ССА, НПЦ "Элегия", ВНИИЭМ) и зарубежных (Siemens, Westinghouse, Merlin Gerin) фирм производителей показал отсутствие систем обладающих требуемыми техническими характеристиками и оптимально адаптируемых к проектам исследовательских реакторов.
Комплекс АСУЗ-ИЯР является составной частью СУЗ реакторной установки, осуществляет контроль и обеспечивает безопасность эксплуатации во всех режимах работы реакторной установки: во время пуска реактора, поддержания на заданном уровне мощности, перегрузки (загрузки) топлива, при возникновении аварийной ситуации и остановленном реакторе. Комплекс АСУЗ-ИЯР построен с использованием процессорной техники в управлении аварийной защитой и контроле реактора, и оптимальной степенью избыточности с целью учесть особенности большинства реакторных установок. Комплекс АСУЗ-ИЯР обеспечивает повышение показателей надежности, расширение функций защиты, управления, контроля и мониторинга, улучшение технических характеристик.
В работе выдвинута концепция структурного построения комплекса АСУЗ-ИЯР для модернизации существующих СУЗ исследовательских реакторов. В основу структуры комплекса АСУЗ-ИЯР положен интегрированный канал УСБ, представляющий собой конструктивно завершенное многозадачное мультипроцессорное устройство (устройство УСБ) с подключенными к нему устройствами детектирования, управления, отображения и регистрации, выполняющее функции защиты, управления, контроля и сбора информации по всем контролируемым параметрам.
Впервые для российского производителя СУЗ предложено, реализовано и аттестовано использование программируемой техники в системе аварийной защиты и управления реакторной установкой. Разработанные программно-аппаратные средства для управляющей системы безопасности являются вновь
созданным продуктом, в которых отсутствуют заимствованное программное обеспечение.
Для контроля плотности потока тепловых нейтронов в 12 десятичных порядках предложено использовать блок детектирования с линией связи на основе широкодиапазонной импульсно-токовой камеры КНУ-3. Блок детектирования разработан, изготовлен и испытан в соответствии с жесткими требованиями эксплуатации. Габаритные размеры блока детектирования соизмеримы с высотой активной зоны и диаметром каналов ИК большинства исследовательских реакторов.
Предложена и реализована новая функция аппаратуры архивации, диагностики и протоколирования (аппаратуры АДП) - автоматическая предпусковая проверка комплекса АСУЗ-ИЯР по формированию аварийных и предупредительных управляющих сигналов для защитной системы безопасности.
Концепция структурного построения комплекса АСУЗ-ИЯР позволяет производить поэтапную модернизацию существующих систем СУЗ, как уровневую, так и канальную, с введением одного интегрированного канала УСБ в систему зашиты, управления и контроля реакторной установкой.
Создание интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР на универсальных технических средствах с применением вычислительной техники позволило расширить выполняемые функции, повысить технические и эксплуатационные характеристики, параметры надежности, коэффициент унификации технических средств, а так же снизить стоимость и сократить сроки изготовления аппаратуры, и, как следствие, повысить ее конкурентоспособность.
Работа выполнялась в ЗАО "СНИИП-СИСТЕМАТОМ" (ССА) в период с 1999 по 2003 годы.
Автор выражает признательность д.т.н. Бурьяну В.И. за координацию работы, научные консультации и ценные советы, к.т.н. Жернову B.C. за постоянное обсуждение наиболее важных технических аспектов работы и внесение ряда существенных замечаний, Пронякину А.В. за проявленный интерес, многостороннюю поддержку и оказание неоценимой помощи в маркетинге результатов работы.
Автор благодарит за помощь в разработке, настройке и проведении испытаний первого комплекса АСУЗ-ИЯР для исследовательского реактора ПИК коллег по работе Каленского М.С., Иванова И.Д., Соколова И.В., Пушкина В.В., Ломзина В.Ф., Прохорова Ю.Б., Тебейкина И.Б., Портнягина А.Ю., Купчика В.И., Стефаницкую Л.О., Шишкина И.В., Животягина А.И., сотрудников ССА, принявших активное участие в изготовлении оборудования, а так же сотрудника РНЦ "Курчатовский институт" к.т.н. Егоренкова П.М., сотрудников ОКСАТ НИКИЭТ к.т.н. Хмельщикова В.В., к.т.н. Кондратьева В.В., сотрудников ПИЯФ РАН РФ к.т.н. Смольского С.Л., Потапенко Г.Т., сотрудников ГНЦ РФ НИИАР Ижутова А.Л., Романовского СВ., сотрудников ГНЦ РФ НИФХИ Лисовского И.П., Сорокина В.К. за постоянное творческое взаимодействие.
Сравнительная характеристика систем управления и защиты реакторных установок
При разработке современной и конкурентоспособной аппаратуры СУЗ необходимо представлять весь объем решаемых задач и соблюдать соответствие технических средств действующим нормам и правилам ядерной безопасности. Объем контролируемых параметров реакторной установки не является постоянным и изменяется в зависимости от требований проекта, а так же с накоплением опыта эксплуатации. Вследствие этого современная аппаратура СУЗ должна быть построена по принципам и структуре позволяющей, во-первых, создавать технические средства с определенной степенью избыточности, позволяющей наращивать и корректировать выполняемые функции; во-вторых, проводить адаптацию и реконфигурацию структуры построения системы в зависимости от требований проекта и норм безопасности.
Важным аспектом проектирования и определения технической политики при разработке комплексов СУЗ является снижения стоимости при сохранении, а так же улучшении технических характеристик аппаратуры. Решение этого вопроса возможно в настоящий момент путем интеграции оборудования, совмещение функций управления аварийной защитой и контроля (при отсутствии взаимного влияния), использования микропроцессорной техники, унификации оборудования, применении передовых технологий сборки и монтажа. Все это неизменно приводит к повышению конкурентоспособности аппаратуры СУЗ.
Решение поставленных задач во многом определяется структурой построения СУЗ. Проектируемые структуры СУЗ должны соответствовать правилам и рекомендациям, определяющие требования и условия обеспечения ядерной безопасности реакторных установок. Для повышения надежности СУЗ принят принцип контроля одноименных нейтронно-физических и технологических параметров важных для безопасности несколькими каналами (как минимум двумя физически различными каналами) с последующим логическим сложением выходных управляющих сигналов по мажоритарной логике. Такое решение продиктовано так же необходимостью проведения проверок системы в процессе эксплуатации при работе реакторной установки (при количестве каналов более двух).
Необходимым этапом проектирования СУЗ является установление степени зависимости каналов, влияющей на основные характеристики системы: надежность по ложному срабатыванию и несрабатыванию управляющего сигнала аварийной защиты и время формирования управляющего сигнала аварийной защиты. Безопасность большинства российских исследовательских реакторов в настоящее время обеспечивается аппаратурой, разработанной на основе аналоговой и частично цифровой технике конца 60-х начала 80-х годов прошлого столетия. Структурно эта аппаратура представляет собой, либо отдельные специализированные каналы контроля по определенным параметрам (УЗС, УЗМ), либо подсистему контроля группы параметров ("Карпаты", "Алтай"). В некоторых случаях для СУЗ исследовательских реакторов использовалась аппаратура, зарекомендовавшая себя на атомных электростанциях (АЭС) - комплекс АКНП-5.
В исключительных случаях - это специализированные комплексы контроля нейтронных параметров совмещенные с логикой мажоритарного сложения пороговых сигналов, пожалуй, единственным представителем которых является комплекс для реактора ИБР-2 разработанный и изготовленный Институтом Атомной Энергии, Сверк, Польша (1979 г.). Для обеспечения защитных функций по тепло-гидравлическим параметрам используются канальные устройства (гальванометр) с формированием одного порогового сигнала и выходом на контактное реле. Логические функции по управлению аварийной защитой существующих СУЗ реализованы на электромагнитных реле. Специализированные комплексы СУЗ для исследовательских реакторов, решающие в совокупности все задачи по обеспечению управления аварийной защитой и режимом нормальной эксплуатации в России не производились. Возникла необходимость не только замены морально и физически устаревшей существующей аппаратуры СУЗ, но и разработки комплексного подхода к выбору структурного построения системы и решению задач управления аварийной защитой, контроля и мониторинга, с учетом широкого разнообразия исследовательских реакторов. На современном этапе развития техники и технологии можно выделить два направления в построении структур СУЗ реакторных установок, широко использующие преимущества цифровой и микропроцессорной техники в системе защиты, контроля и управления. Во-первых, это традиционные канальные ("ниточные") структуры СУЗ при полной функциональной, конструктивной и информационной независимости каналов. В канальной СУЗ каждый канал состоит из независимых подсистем, построенных на цифровой и (или) микропроцессорной техники, обеспечивающих определенные функции по управлению аварийной защитой и контролю. Для канальных структур характерной особенностью является организация обмена между подсистемами по дискретным линиям связи по принципу "точка в точку". Каждая подсистема обладает автоматической самодиагностикой на уровне контроля исправности детекторов, дискретных линий связи и выходных (входных) элементов гальванической развязки. Применение стандартных сетевых интерфейсов для передачи информации в канальных структурах СУЗ используется, как правило, на уровне отображения и архивации контролируемых параметров.
По канальной структуре построены практически все Российские СУЗ АЭС и исследовательских реакторов. Этот принцип продолжает совершенствоваться в направлении использования интегрированной цифровой техники и микропроцессоров в системе управления аварийной защитой и контроле. В России за последнее время разработано и изготовлено несколько таких комплексов: АСУЗ-BUSHER для АЭС Busher [22, 23], АСУЗ-НФП для АЭС Tianwan [24, 25], АСУЗ-ПИК для исследовательского реактора ПИК в Гатчине [26]. Из зарубежных СУЗ, построенных по канальному принципу с использованием микропроцессорной техники в системе управления защитой, следует выделить комплекс, разработанный и установленный фирмой Merlin Gerin на исследовательском реакторе Osiris, Франция [27].
Во-вторых, иерархические сетевые структуры СУЗ, неизменно построенные на высокопроизводительных процессорах, при полной конструктивной независимости и частичной информационно-диагностической взаимозависимости каналов. В таких структурах технические средства обработки информации от детекторов нейтронных и технологических параметров и управления системой защиты объединены между собой по интерфейсам, и характеризуются несколькими уровнями иерархии, определенным типом интерфейса, уровнем приоритета, степенью резервирования. По мере возрастания уровня иерархической структуры изменяется тип интерфейса, увеличивается объем и скорость передаваемой информации, степень резервирования оборудования.
Оценка параметров влияющих на структурное построение и временные характеристики интегрированного комплекса
Наиболее важными параметрами, влияющими на управление аварийной защитой, являются: время формирования управляющего сигнала аварийной защиты по мощности реактора; - надежность управляющего сигнала аварийной защиты. Для количественного анализа времени формирования управляющего сигнала аварийной защиты по мощности реактора рассмотрим структурную схему канала защиты и контроля по нейтронным параметрам .
Каждый элемент, участвующий в формировании сигнала управления аварийной защитой по мощности (A3-N), характеризуется временем задержки формирования выходного информационного сигнала.
Величина скорости электронов в ИК определяется в большей степени напряженностью электрического поля, составом газа и давлением. Поэтому в ИК даже с относительно большим объемом время срабатывания не превышает 0,1 мс.
Для регистрации нейтронного потока в двенадцати десятичных порядках используется скомпенсированная ИК КНУ-3, состоящая из трех камер двух камер деления с разной чувствительностью и токовой камеры.
При работе НП в режиме преобразования импульсов тока с ИК задержка на формирования частоты на выходе НП относительно мала (0,1 + 0,2 мс), характеризуется величиной отрицательной обратной связи усилителя, и определятся Тнп(п) = RoxCo- Здесь Со, Ro - конденсатор и резистор отрицательной обратной связи.
Исходя из формулы (3) определим порядок задержки Тнп при напряжении на интегрирующем конденсаторе ии = 10 В, Си = 1000 пФ и токе ИК 1Ик = 5хЮ 9 А задержка формирования выходной частоты составляет 2 с. В последнем десятичном порядке контроля мощности при токе ИКот 5x10"5 до 5x10"4 А задержка выходной частоты составляет 200 + 20 мкс. Эту временную задержку необходимо учитывать в дальнейшем при формировании выходного сигнала A3-N. Логические функции (мажоритарное сложение сигналов) выполнены на программируемых логических матрицах, задержка на один вентиль которых очень мала и составляет не более 10 не. Поэтому эту задержку можно не учитывать в дальнейших расчетах.
Блок задания пороговых значений по мощности передает информацию в измерительную часть по последовательному каналу с периодичностью 10 мс. Прием информации обеспечивается микроконтроллером по прерыванию. Временные затраты микроконтроллера на эту процедуру имеют постоянную величину, составляют не более 50 мкс и не вносят существенный вклад в задержку формирования выходного сигнала A3-N.
Основная задержка в формировании управляющего сигнала аварийной защиты определяется постоянной времени преобразователя ток-частота и временем, необходимым для математической обработки результатов измерений. Установим критерий для времени задержки формирования управляющего сигнала аварийной защиты по мощности от момента изменения плотности потока нейтронов до появления соответствующего информационного сигнала на выходе в диапазоне от 10 до 120 %NHOM не более 20 мс. Этот параметр в большей мере определяется вычислительной частью канала АКНП - блоком защиты по нейтронным параметрам (БЗНП), одна из функций которого - измерение средней скорости счета импульсов приходящих от нормирующего преобразователя для формирования аварийной защиты по мощности. Учитывая, что при 10 %NHOM преобразователь ток-частота имеет задержку формирования входной частоты равную 10 мс, то на вычисления мощности и сравнения с пороговым значением отводится не более 10 мс.
Измеритель средней скорости счета выполнен на микропроцессоре DS87C530 фирмы Dallas Semiconductor и обеспечивает производительность более 1,3 млн. операций в секунду.
Для измерения средней скорости счета в диапазоне мощности от 1 ю"9до 1 101 %NHOM используется так называемый Л/Т-режим, когда задаются два предельных параметра: максимальное время измерения и максимальный объем счета. Оценка информации поступающей в счетное устройство производится не в момент срабатывания, какого либо из критериев, а в интервалы времени AT (AT = 2 мс), т. е. применен метод последовательного анализа (метод Вальда) обеспечивающий приблизительно двойной выигрыш во времени при анализе контролируемого события [54].
В диапазоне мощности от 10 до 120 %NHOM количество импульсов, поступающее от нормирующего преобразователя (лс), изменяется от 1 104 до 1х105 с"1. Количество импульсов пс можно определяется методом вложения стабильной и относительно высокой частоты между контролируемыми импульсами.
Оптимизация алгоритмов математической части программного обеспечения на языке макроассемблер IAR Systems приводит к следующим значениям времени выполнения математических подпрограмм (указано максимальное время выполнения подпрограмм на частоте работы микроконтроллера 30 МГц): деление с плавающей запятой - 650 мкс; умножение с плавающей запятой - 87 мкс; - двоично-десятичное преобразование - 240 мкс; извлечение квадратного корня - 980 мкс.
Интегрированный комплекс, как составная часть системы управления безопасностью реакторной установки
Безопасность исследовательского реактора обеспечивается несколькими системами: защитной, управляющей, обеспечивающей, технологической, которые в совокупности и во взаимодействии предотвращают возникновение аварийной ситуации, осуществляют управление реакторной установкой в нормальном режиме эксплуатации, контроль при проведении экспериментальных работ, действие в режиме аварии.
Обобщенно задачи большинства систем сводятся к осуществлению контроля совокупности физических параметров с целью формирования сигналов о недопустимом отклонении от установленных пороговых значений, и обеспечении, таким образом, защитных функций и режима нормальной эксплуатации реакторной установки. Исключение составляет защитная система безопасности, имеющая преимущественное, по сравнению с другими системами, значение.
Защитная система безопасности - система, неисправность элементов которой может привести к разрушению активной зоны реактора и незапланированному выбросу радиоактивных веществ. К таким элементам относятся корпус реактора, первый контур охлаждения реактора, кассеты тепловыделяющих сборок (ТВС).
Технологическая и обеспечивающая системы предназначены для подержания режима нормальной эксплуатации реакторной установки. К этим системам в частности относятся циркуляционные насосы и клапана, источники первичного и бесперебойного электропитания, дизель генераторы и другое оборудование.
Экспериментальная система предназначена для проведения широкого ряда исследований связанных с анализом устойчивости к воздействию нейтронного потока, температуры, у- излучения на испытываемый объект. Большой объем работ исследовательских реакторов связан с определением критических параметров ТВС для АЭС, при этом ТВС доводится до разрушения [57]. Контроль, управление и стабилизация режимов проведения таких работ так же имеет большое значение в обеспечении нормальной эксплуатации реакторной установки.
Сигналы состояния исправности оборудования и информация от технологических, обеспечивающих, экспериментальных систем передаются в управляющую систему безопасности.
Управляющая система безопасности предназначена для обеспечения функций аварийного останова и режима нормальной эксплуатации реакторной установки посредством воздействия на защитную систему безопасности. Управляющая система подразделяется на элементы управляющие защитной системой безопасности и элементы нормальной эксплуатации важной для безопасности.
Управляющая система безопасности осуществляет аварийную защиту и контроль реакторной установки во всех режимах эксплуатации посредством контроля нейтронно-физических и тепло-гидравлических параметров, сейсмических воздействий на здание реактора, дозы у- излучения в помещении реакторного зала, состояния исправности и нормальных режимов работы технологических, обеспечивающих и экспериментальных систем. К элементам управляющей системы безопасности относятся рабочие органы, привода рабочих органов, механизмы управления приводами, электронная аппаратура контроля и управления аварийной защитой.
Комплекс АСУЗ-ИЯР классифицируется как электронная часть управляющей системы безопасности, предназначенная для осуществления управления, поддержания и аварийного прекращения цепной реакции деления, совмещая функции системы безопасности и нормальной эксплуатации реакторной установки.
Комплекс АСУЗ-ИЯР выполняет предписанные функции посредством контроля нейтронных и тепло-гидравлических параметров, анализа состояния исправности и режимов эксплуатации технологического, обеспечивающего и экспериментального оборудования, приема информационных сигналов от аппаратуры индустриальной антисейсмической защиты (АИАЗ) и устройств контроля дозы у- излучения в помещении реакторного зала. Комплекс АСУЗ-ИЯР обеспечивает управление реакторной установкой, технологическим и экспериментальным оборудованием в режиме нормальной эксплуатации и осуществляет расширенный мониторинг по контролируемым параметрам.
Таким образом, комплекс АСУЗ-ИЯР является составной частью СУЗ, обеспечивающей безопасность эксплуатации, осуществляющей контроль и мониторинг во всех режимах работы реакторной установки.
Структура интегрированного комплекса. Адаптация к проектным особенностям. Состав. Выполняемые функции, технические характеристики, надежность
При создании комплекса АСУЗ-ИЯР повышенное внимание было уделено решению следующих задач: улучшение технических характеристик, повышение надежности, адаптация аппаратуры к существующим проектным особенностям большинства исследовательских реакторов, технологичность изготовления аппаратуры, снижение стоимости.
В комплексе АСУЗ-ИЯР используется канальная структура для формирования управляющих сигналов защитной системы безопасности и обеспечения контроля и шинная организация для функций мониторинга и передачи информации на верхний уровень [58]. Комбинированный подход к построению структуры повышает надежность и адаптацию комплекса АСУЗ-ИЯР к проектам реакторных установок и расширяет возможности при модернизации существующего оборудования СУЗ, как канальной, так и уровневой (рисунок 10).
В соответствие с требованиями ОПБ и ПБЯ для исследовательских реакторов комплекс АСУЗ-ИЯР обеспечивает управление аварийной защитой несколькими каналами, имеющих одинаковое функциональное назначение. Каналом называется часть СУЗ, выполняющая в заданном проектном объеме определенную функцию безопасности. В состав канала входят детекторы физических величин, аппаратура обработки информации и формирования управляющих сигналов, видеоконтрольные и регистрирующие устройства, линии связи.
Комплекс АСУЗ-ИЯР обеспечивает безопасность, управление, контроль и мониторинг реакторной установки при помощи следующих каналов и аппаратуры: каналы контроля мощности и периода реактора по плотности потока тепловых нейтронов (каналы АКНП); каналы контроля тепло-гидравлических параметров (каналы АКТП); каналы логической обработки сигналов от каналов АКНП, АКТП, технологических и обеспечивающих систем и формирования управляющих сигналов для защитной системы безопасности и системы нормальной эксплуатации (каналы АЛОС); каналы автоматического регулирования и стабилизации мощности (каналы АРМ); каналы контроля реактивности (каналы АКР); каналы контроля положения рабочих органов (каналы АКПС); каналы контроля перегрузки (загрузки) топлива (каналы АКП); информационные каналы для отображения оперативной информации на пульте управления СУЗ; пульт управления СУЗ; аппаратура АДП; аппаратура РПУ.
Основу разработанной структуры комплекса АСУЗ-ИЯР составляет функционально и конструктивно оформленный интегрированный канал УСБ, состоящий из совокупности независимых и разно задачных каналов, выполняющих функции по управлению аварийной защитой, контролю и мониторингу. Интегрированный канал УСБ построен по принципу определенной программной и аппаратной избыточности технических средств (минимум 25%) для унификации, последующих модернизаций и функционального наращивания оборудования, причем избыточность возрастает с увеличением объема выполняемых задач (но не более 50%).
Интегрированный канал УСБ состоит из конструктивно завершенного многозадачного мультипроцессорного устройства (устройство УСБ) с подключенными к нему блоками детектирования, управления, отображения и регистрации (рисунок 11).
Интегрированный канал УСБ функционально независим от других аналогичных интегрированных каналов УСБ комплекса АСУЗ-ИЯР и обеспечивает автоматический контроль аппаратуры в режиме работы (вплоть до контроля дискретных линий связи).
При оптимальной (основной) конфигурации комплекс АСУЗ-ИЯР обеспечивает функции управления аварийной защитой и режимом нормальной эксплуатации исследовательского реактора при помощи трех интегрированных каналов УСБ, пульта управления СУЗ, аппаратуры РПУ и аппаратуры АДП.
Вследствие универсальности и функциональной независимости интегрированного канала УСБ комплекс АСУЗ-ИЯР может быть конфигурирован для осуществления логики мажоритарного сложения 2 из 4, а так же быть построенным в виде двух подсистем каждая из которых обеспечивает мажоритарную логику 2 из 3. Дальнейшее увеличение каналов в логической структуре СУЗ не оправдано с точки зрения анализа надежности и принципа защиты от отказа по общей причине (исчезновение надежного источника питания).
В комплексе АСУЗ-ИЯР используется принцип проектирования устройств и блоков двойного функционального назначения. Устройство УСБ представляет собой стойку конструктивного исполнения "Евромеханика-19я с блочно-модульной архитектурой, каждый блок выполняет законченные функции по управлению аварийной защитой, контролю и мониторингу для определенного набора параметров.
Аппаратура, формирующая сигналы для защитной системы безопасности, выполнена с применением специализированных микроконтроллеров и цифровых PLD по требованиям класса 2НУ. - Аппаратура, выполняющая функции контроля, отображения и мониторинга выполнена с использованием микропроцессоров в промышленном исполнении и классифицируется как аппаратура класса ЗН и ЗУ. Существует единая для всего комплекса АСУЗ-ИЯР аппаратура, обеспечивающая диагностику, архивацию, отображение, протоколирование, предпусковую проверку, передачу информации в систему "верхнего уровня" -аппаратура АДП, выполненная на компьютере в промышленном исполнении -это аппаратура класса ЗН. Программное обеспечение для технических средств класса 2НУ разработано на языке ассемблера, является новым, не содержащим встроенной операционной системы MS-DOS и BIOS. Остальное пропраммное обеспечение разработано на языке высокого уровня и функционирует под управлением MS-DOS совместимой операционной системы. Входной информацией для комплекса АСУЗ-ИЯР являются: значение плотности потока тепловых нейтронов, унифицированные токовые сигналы, -62 сигналы с выходов термометров сопротивлений и термопар, дискретные сигналы состояния обеспечивающих и технологических систем. Обмен информацией между блоками и устройствами комплекса осуществляется как в виде частотных и дискретных сигналов, так и по стандартным интерфейсам RS-485, CAN, Ethernet [59-65]. Все входные и выходные линии связи между устройствами комплекса АСУЗ-ИЯР и между комплексом и другими системами выполнены с обеспечением гальванической развязки и выдерживают испытательное напряжение более 1500 В. Питание устройства УСБ осуществляется от надежного источника первой категории напряжением 220В, частотой 50Гц. Питание АДП и самопишущих регистраторов осуществляется от переменного напряжения 220В, частотой 50 Гц ОПУ. Питание остальных блоков и устройств комплекса АСУЗ-ИЯР осуществляется от постоянного напряжения 24В, которое формируется в устройствах УСБ. Аппаратура комплекса АСУЗ-ИЯР выполнена с применением как конструктивных решений разработанных в ССА, так и стандартных элементов конструкций фирмы Schroff.
