Система управления и защиты реактора ВВЭР-1000

УПРАВЛЕНИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИМИ СИСТЕМАМИ

Общие сведения

Уровень контроля, управления отдельными технологическими установками (системами) и/или их защиты обеспечивает вместе с оборудованием и системами других уровней надежное управление основными и вспомогательными технологическими процессами производства тепловой и электрической энергии при нормальной эксплуатации энергоблока, а также обеспечивает осуществление защитных действий и контроль за протеканием процесса при возникновении аварийных режимов. Объем автоматизации энергоблока ориентирован на использование оптимального уровня автоматического управления технологическим оборудованием.

С этой целью на данном уровне предусматривается:

· автоматическое выполнение защитных операций в пределах установок или отдельных агрегатов, в том числе аварийной защиты реактора;

· автоматический запуск и работа систем безопасности;

· автоматическое снижение мощности энергоблока или его останов при возникновении нарушений нормальной эксплуатации на блоке или в энергосистеме;

· автоматическое регулирование мощности реактора и турбоустановки, а также других параметров энергоблока;

· автоматическое регулирование и дискретное управление при пуске блока, плановом останове с расхолаживанием или без него, изменение состава оборудования, находящегося в работе;

· сбор информации о процессе, предварительная ее обработка и передача на вышестоящий уровень;

· прием и исполнение различных команд управления от операторов или от систем с вышестоящего уровня;

· индивидуальное управление исполнительными механизмами.

Ниже приведено описание систем управления и защиты реактора типа ВВЭР, включая системы контроля и регулирования распределения энерговыде­ления, управляющих систем безопасности, а также систем управления технологическими системами нормальной эксплуатации.

Управление и защита реактора

1.2.1 Системы управления, защиты, контроля и регулирования распределения энерговыде­ления реактора ВВЭР

Система управления и защиты реактора ВВЭР-1000

Система управления и защиты (СУЗ) реактора предназначена для управления реактором при его пуске, работе на мощности, плановой или аварийной остановке путем изменения положения твердых поглотителей органов регулирования (ОР), размещаемых в активной зоне реактора. ОР (кластер) представляет из себя сборку из 18 поглощающих элементов (ПЭЛ), подвешенных на специальной траверсе и имеющих возможность перемещаться одновременно в направляющих каналах одной кассеты. ПЭЛ состоит из стальной трубки наружным диаметром 8.2 мм и длиной около 4 м, концевых деталей и сердечника из карбида бора. Общее количество ОР серийного реактора ВВЭР – 1000 – 61 шт., для проектов ВВЭР-1000 повышенной безопасности до 121, ОР распределены по десяти группам.

Функциями СУЗ являются:

· аварийная защита реактора (АЗ);

· предупредительные защиты реактора (ПЗ), включая,

ускоренную предупредительную защиту (УПЗ)

предупредительную защиту I рода (ПЗ – I)

предупредительную защиту II рода (ПЗ – II)

· автоматическое регулирование мощности реактора;

· дистанционное групповое и индивидуальное управление ОР;

· контроль нейтронно-физических параметров реактора, положения ОР и технологических параметров реактора, используемых для выполнения задач СУЗ;

· индикация, регистрация, архивирование информации.

Аварийная защита реактора осуществляется путем падения всех ОР в активную зону реактора под действием собственного веса. Время падения ОР не превышает четырех секунд.

Ускоренная предупредительная защита – падение одной группы ОР.

Предупредительная защита I рода – последовательное движение групп ОР вниз с рабочей скоростью 0,02 м/сек. Время перемещения группы от верхнего до нижнего положения – три минуты.

Предупредительная защита II рода – запрет на движение ОР вверх.

Автоматическое регулирование мощности реактора предусматривает приведение мощности реактора в соответствие с мощностью турбогенератора или поддержание постоянного значения нейтронной (физической) мощности реактора воздействием на положение регулирующей (рабочей) группы ОР.

Дистанционное управление ОР обеспечивает как управление группами ОР, так и индивидуально каждым приводом ОР. При групповом управлении задана жесткая последовательность движения групп. При достижении движущейся группой промежуточного верхнего (при движении вверх) или промежуточного нижнего (при движении вниз) концевого положение начинает движение следующая группа с номером соответственно на единицу большим или меньшим в зависимости от направления движения. В индивидуальное дистанционное управление может быть выбран любой привод.

Структура СУЗ серийного ВВЭР-1000 представлена на рис. 1.1.

В состав СУЗ входят:

- два комплекта аварийной защиты;

- комплект предупредительной защиты, включая устройство разгрузки и ограничения мощности реактора;

- автоматический регулятор мощности реактора;

- оборудование группового и индивидуального управления;

- оборудование электропитания.

Рисунок 1.1 - Структура СУЗ серийного ВВЭР-1000

Комплект аварийной защиты содержит 3 канала контроля по каждому параметру, используемому при формировании сигналов АЗ. Сигналы от блоков детектирования нейтронного потока, размещенных в специальных каналах шахты бетонной реактора, после обработки в нормирующих преобразователях передаются в комплекс аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП).

Комплекс АКНП предназначен для контроля нейтронной (физической) мощности, скорости изменения мощности (периода) и реактивности реактора во всех режимах его работы на основе измерения плотности потока нейтронов в специальных каналах для размещения блоков детектирования.

Комплекс АКНП формирует и передает сигналы превышения заданных значений мощности и периода в аппаратуру логической обработки сигналов АЗ и ПЗ, выдает сигналы в автоматический регулятор мощности реактора, осуществляет обработку, регистрацию и представление информации на БЩУ и РЩУ.

Структурная схема АКНП представлена на рис. 1.2.

В состав комплекса входят:

· два комплекта АКНП для СУЗ;

· комплект АКНП для РЩУ;

· аппаратура физического пуска;

· аппаратура контроля реактивности;

· аппаратура контроля перегрузки топлива.

Рисунок 1.2 - Структурная схема АКНП

Комплект АКНП для СУЗ содержит три канала контроля, в состав каждого канала входит два блока детектирования, один на основе урановой камеры деления, второй – на основе борной ионизационной камеры. Блоки детектирования устанавливаются в каналы шахты бетонной и биологической защиты реактора на уровне активной зоны. Урановая камера деления на низких уровнях плотности потока нейтронов (диапазон 0.3 - 10⁵ нейтр./см²с) работает в импульсном режиме, на энергетическом уровне мощности (диапазон - 10⁵ - 10⁹ нейтр./см²с) – в токовом. Борная камера работает в токовом режиме и служит для контроля нейтронного потока в диапазоне 10⁴ - 10⁹ нейтр./см²с. Таким образом, двумя камерами обеспечивается контроль нейтронного потока в диапазоне 0.3 - 10⁹ нейтр./см²с с перекрытием более чем на порядок диапазонов камер между собой. На энергетическом уровне мощности для учета аксиального распределения энерговыделений используются сигналы с обоих блоков детектирования. Каналы контроля комплекта смещены относительно друг друга на 120⁰ по окружности реактора.

Сигналы от БД поступают в нормирующие преобразователи, где преобразуются в унифицированный частотный сигнал 0 – 50 кГц и далее передаются в устройство накопления и обработки (УНО) информации. В УНО производится необходимая обработка по проектным алгоритмам, формирование выходных сигналов в аппаратуру логической обработки АЗ и ПЗ, АРМ, аппаратуру отображения на БЩУ и РЩУ, аппаратуру регистрации, другие подсистемы АСУ ТП энергоблока.

Комплект АКНП для РЩУ также содержит три канала контроля с БД, аналогичными комплекту АКНП для СУЗ. Выходные сигналы АКНП для РЩУ используются только для отображения информации.

Аппаратура физического пуска (АФП) используется для контроля нейтронного потока при пусковых операциях. В БД АФП используются счетчики медленных нейтронов. Диапазон контроля 5·10³-5·10² нейтр./см²·с. Счетчики медленных нейтронов не работоспособны при больших значениях плотности потока нейтронов и g-излучения. В связи с этим после выхода на МКУ предусмотрен вывод этих БД с помощью механизмов перемещения с электроприводом.

Аппаратура контроля реактивности служит для вычисления отображения и регистрации реактивности активной зоны реактора. АКР обеспечивает измерение реактивности в диапазоне от минус 25 до плюс 1 (в ед. β_эфф.). Используется при определении эффективности ОР, борных, температурных, мощностных и других эффектов реактивности реактора.

Аппаратура контроля перегрузки топлива предназначена для контроля плотности нейтронного потока и периода на этапе загрузки/перегрузки топлива. Информация выводится на пульт перегрузочной машины, пульт физика и БЩУ. Блоки детектирования СКП размещаются в специальных каналах в выгородке активной зоны реактора под углом 120⁰ таким образом, чтобы охватывалась вся активная зона по периметру равномерно. Блоки детектирования содержат урановую камеру деления, диапазон контроля от 1 до 10⁶ нейтр./см²с.

Сигналы от первичных преобразователей давления, уровня, температуры и других параметров поступают в аппаратуру защиты по технологическим параметрам (АЗТП). В АКНП и АЗТП производится необходимая обработка входных сигналов, включая формирование дискретных сигналов аварийной защиты при превышении параметром заданных уставок. Дальнейшая обработка аварийных сигналов происходит в аппаратуре логической обработки, где реализованы алгоритмы аварийной защиты и мажоритарной логики. Сформированный сигнал АЗ передается в оборудование электропитания и оборудование группового и индивидуального управления для съема электропитания с приводов ОР, что обеспечивает падение ОР под действием собственного веса.

Комплект предупредительной защиты также содержит 3 канала контроля по каждому параметру. Обработка сигналов первичных преобразователей происходит в АЗТП ПЗ и далее в аппаратуре логической обработки, сформированные сигналы предупредительной защиты передаются в оборудование группового и индивидуального управления для воздействия на группы ОР.

В состав предупредительной защиты входит устройство разгрузки и ограничения мощности (РОМ) реактора.

Устройство разгрузки и ограничения мощности реактора предназначено для ограничения тепловой мощности реактора на уровне, задаваемом автоматически в зависимости от числа работающих главных циркуляционных насосов (ГЦН) и турбопитательных насосов (ТПН).

Снижение мощности до разрешенного уровня производится путем выдачи устройством РОМ команд на движение рабочей группы ОР вниз.

Устройство РОМ получает информацию об уровне нейтронной мощности, перепаду температур на циркуляционных петлях реактора, информацию об отключении ГЦН и ТПН и частоты на секциях питания ГЦН.

Устройство РОМ выполнено трехканальным, с выдачей результирующего воздействия по принципу "2 из 3".

Устройство РОМ формирует сигнал ограничения мощности:

102% N ном. - при четырех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;

69% N ном. - при трех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;

52% N ном. - при четырех работающих ГЦН и одном работающем ТПН;

52% N ном. - при двух работающих ГЦН в противоположных петлях и двух работающих ТПН или при одном работающем ТПН;

42% N ном. - при двух работающих ГЦН в смежных петлях и хотя бы одном работающем ТПН;

при снижении частоты на трех из четырех секциях электропитания ГЦН до 49 Гц уровень ограничения мощности снижается до 0,9 от номинального уровня ограничения мощности, определенного в зависимости от количества работающих ГЦН и ТПН при номинальной частоте электропитания.

Автоматический регулятор мощности (АРМ) выполняет функцию регулирования мощности реактора.

Для реакторов типа ВВЭР автоматический регулятор мощности обеспечивает следующие режимы работы:

· режим поддержания постоянного давления пара перед регулирующими клапанами турбины (Р₂ = const);

· стерегущий режим, т.е. режим, при котором в регуляторе устанавливается расширенная зона нечувствительности при отклонении теплотехнического параметра вверх от заданного значения, а на снижение параметра регулятор не реагирует (режим "С");

· режим поддержания постоянной нейтронной (физической) мощности в реакторе (режим "Н").

Автоматический регулятор мощности включает в себя два регулятора:

· регулятор нейтронной мощности реактора (РРН);

· регулятор реактора по теплотехническому параметру (РРТ).

Оба регулятора выполнены трехканальными, выходные сигналы в оборудование группового и индивидуального управления формируются по принципу "2 из 3".

Регулятор РРН получает информацию от ионизационных камер АКНП, размещенных в трех парах каналов, смещенных друг относительно друга на 120° по окружности реактора.

Эти же сигналы, а также сигналы от 6 датчиков давления в паровых коллекторах подаются в регулятор РРТ.

Регулятор РРН вместе с исполнительным механизмом – группой ОР реактора - может рассматриваться как интегральный регулятор.

Регулятор РРТ также вместе с исполнительным механизмом может быть представлен как близкий к пропорционально-интегральному регулятору.

Для предотвращения возмущений при включении регуляторов в работу все задатчики выполнены с автоматическим отслеживанием текущего значения регулируемого параметра.

Регуляторы имеют автоматический контроль исправности. При неисправности канал выводится из автоматического режима и не формирует выходных воздействий.

В регуляторе предусмотрены автоматические переходы из режима в режим:

· в режим поддержания нейтронной мощности при превышении уровня нейтронного потока заданной уставки;

· в режим поддержания давления перед регулирующими клапанами при превышении давлением заданной уставки.

Кроме того, в регулятор вводятся запрещающие сигналы на увеличение мощности реактора при:

· появлении сигнала ПЗ-2;

· уменьшении периода реактора ниже предупредительной уставки.

При поступлении предупредительного сигнала ПЗ-1 и УПЗ регулятор отключается от управления реактором. После снятия сигналов регулятор РРН включается в режим поддержания нейтронной (физической) мощности.

Оборудование группового и индивидуального управления обеспечивает выполнение следующих функций:

· автоматического снижения мощности реактора посредством сброса одной заданной группы при поступлении сигнала УПЗ;

· автоматического снижения мощности реактора путем поочередного движения вниз с рабочей скоростью групп ОР, начиная с рабочей, при поступлении сигнала ПЗ1;

· формирования запрета на увеличение мощности реактора при поступлении сигнала ПЗ2;

· реализации последовательности перемещения штатных групп ОР при увеличении и снижении мощности реактора;

· дистанционного индивидуального и группового управление органами регулирования реактора;

· контроля положения и перемещения ОР по сигналам от датчиков положения;

· индикации положения ОР на БЩУ и РЩУ.

В состав оборудования входят панели контроля и управления (ПКУ), панели силового управления (ПСУ), панели группового управления (ПГУ) и оборудование управления и контроля положения приводов ОР, размещаемое на БЩУ и РЩУ.

На БЩУ размещается оборудование, позволяющее выбрать ОР или группу ОР в дистанционное управление, подключить рабочую группу к автоматическому регулятору мощности реактора и обеспечить необходимое управление. На пульте и панелях БЩУ предусмотрены индикаторы положения ОР.

Оборудование электропитания обеспечивает надежное снабжение электроэнергией оборудование СУЗ, силовое питание приводов ОР. В состав оборудования входят панели с контакторами, обеспечивающими отключение электропитания приводов ОР при поступлении команды АЗ.

Технические средства, используемые для реализации СУЗ серийного ВВЭР-1000 базируются, в основном, на элементах "жесткой" логики. Базовые элементы – микросхемы средней степени интеграции. Быстрое развитие цифровой техники, микропроцессорных систем привело к появлению разработок аппаратуры и оборудования СУЗ с широким применением новых технологий. На действующих энергоблоках происходит непрерывный процесс модернизации и технического перевооружения систем контроля и управления, включая СУЗ, имеющий целью повышение безопасности, эксплуатационной готовности и уменьшение трудозатрат на эксплуатацию энергоблоков.

1.2.1.2 Системы контроля и регулирования распределения энерговыде­ления в реакторах ВВЭР

Системы контроля и регулирования распределения энерговыде­ления в первых реакторах ВВЭР-440 работали в основном по сигналам боковых ионизационных камер. Контроль радиально-азимутального распределения энерговыде­ления в реакторах ВВЭР-440 проводился с помощью термопар, установленных на выходах ~60% ТВС, имелось также до 12 сухих гильз, предназначенных для измерений посредством активации прово­локи.

В связи со стабильностью распределения энерговыде­ления в реакторах ВВЭР-440 для прогнозирования и оценки его эффек­тивно применяется физический расчет, обеспечивающий погреш­ность определения максимальных значений энерговыделения не более 10%.

Реакторы ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 нового поко­ления оснащены системами контроля и регулирования распределения энерговыде­ления, использующими соответст­венно 64 и 36 сборок ЭДН. Каждая сборка содержит 7 коротких родиевых ЭДН и 1 ванадиевый с длиной чувствительной части, равной высоте активной зоны. Если на реакторе ВВЭР-440 используются только информационные машины, то на реакторе ВВЭР-1000 ЭВМ предназначена для расчетной обработки внутриреакторных измерений.

Ниже изложена информация о системе внутриреакторного контроля (СВРК) для серийного реактора ВВЭР-1000.

СВРК предназначена для сбора, обработки и предоставления оперативному персоналу АЭС информации о распределении полей энерговыделения, температуры и других теплотехнических и ядерно-физических параметров внутри активной зоны. СВРК может быть использована для формирования сигналов защиты активной зоны реактора по уровню локальных энерговыделений и для автоматического управления распределением энерговыделением в реакторе.

СВРК серийного реактора ВВЭР-1000 обеспечивает:

· измерение, отображение и регистрацию значений нейтронно-физических и теплогидравлических параметров и показателей состояния активной зоны и теплоносителя;

· расчет тепловой мощности ядерного реактора по показаниям независимых групп измерительных преобразователей;

· расчет тепловой мощности тепловыделяющих сборок;

· расчет линейной мощности тепловыделяющих сборок;

· расчет коэффициентов неравномерности энерговыделений в активной зоне реактора;

· расчет минимального запаса до кризиса теплообмена, запаса до критической тепловой мощности реактора;

· расчет коэффициентов реактивности;

· расчет баланса реактивности;

· определение нуклидного состава в объеме активной зоны с учетом динамики развития процессов выгорания топлива, отравления ксеноном и самарием;

· расчет общей энерговыработки ядерного реактора от начала эксплуатации первой топливной загрузки и после очередной перегрузки ядерного топлива.

В состав СВРК входят датчики, линии связи, электронная измерительная аппаратура, вычислительный комплекс, а также математическое и программное обеспечение.

СВРК принимает сигналы следующих первичных преобразователей:

· детекторы прямой зарядки (ДПЗ) с эмиттером из родия ();

· термоэлектрические преобразователи (градуировки "К"), размещаемые как в корпусе реактора, так и в главном циркуляционном контуре (ГЦК);

· преобразователи термосопротивления (Pt 100), установленные в ГЦК;

· первичные преобразователи технологических параметров (давления, уровня и др.) с аналоговыми унифицированными сигналами;

· источники дискретных сигналов (состояния исполнительных механизмов, сигнализаторов и др.) с выходным сигналом типа "сухой" контакт или потенциальным.

Кроме указанных сигналов в СВРК принимается информация от других подсистем энергоблока (АКНП, СУЗ и др.).

В серийном ВВЭР-1000 в активной зоне реактора размещено 64 канала нейтронных измерительных (КНИ), содержащих 7 ДПЗ каждый. ДПЗ размещены равномерно по высоте с шагом 437,5 мм. ДПЗ имеют малые габариты (диаметр 0.5 мм, длина 200 мм), не требуют внешнего источника питания, просты по конструкции и имеют хорошую воспроизводимость параметров. Небольшой выходной сигнал ДПЗ (единицы микроампер), сравнительно большая постоянная времени измерения, выгорание эмиттера требуют применения специальной информационно-измерительной аппаратуры.

Для контроля температуры теплоносителя внутри корпуса реактора установлено 98 преобразователей термоэлектрических, из которых 95 для контроля температуры теплоносителя на выходе из ТВС и 3 для контроля температуры в объеме под крышкой реактора. В ГЦК установлены термопреобразователи сопротивления по 1 шт. в каждой нитке петли и преобразователи (градуировка "К") по 2 шт. в каждой нитке петли.

Аппаратура СВРК принимает сигналы от первичных преобразователей, обеспечивая измерение тока низкого уровня на поддиапазонах 0.2, 2.0, 5 и 20 мкА, измерение напряжения низкого уровня на поддиапазонах 2.0, 5.0, 20 и 50 мВ, нормированных сигналов высокого уровня 5 мА, 20 мА и 5 В. Предусмотрены входные модули для приема дискретных сигналов типа "сухой" контакт и потенциальных. Аппаратура обеспечивает обмен информацией с аналогичной аппаратурой по гальванически развязанной линии связи, представление информации на экране ЭЛТ и регистрацию на принтере. Предусматривается как автономный режим работы аппаратуры СВРК (при этом существует ограничение по времени на работу РУ на номинальной мощности), так и режим работы совместно с вычислительным комплексом (ВК).

При выборе типа ЭВМ для ВК СВРК определяющим фактором была необходимость унификации средств вычислительной техники на энергоблоке, что определило использование ЭВМ, аналогичных применяемым в управляющей вычислительной системе (УВС) энергоблока. ВК СВРК серийных АЭС с ВВЭР-1000 состоит из двух идентичных специфицированных управляющих комплексов. Совместно с математическим и программным обеспечением ВК СВРК обеспечивает восстановление поля энерговыделения по объему активной зоны в 16 точках по высоте каждой кассеты и определение основных характеристик наиболее напряженных кассет.

Дальнейшим развитием СВРК является создание и внедрение на действующих и вновь сооружаемых энергоблоках АЭС комплексной системы контроля, управления и диагностики (СКУД), которая обеспечивает (кроме традиционных задач СВРК):

· формирование сигналов защиты активной зоны по локальным параметрам (запас до кризиса теплообмена, максимальное линейное энерговыделение по поверхности твэл)

· формирование сигналов по управлению распределением поля энерговыделения по объему активной зоны

· диагностику состояния и режимов эксплуатации основного оборудования реакторной установки.

Модернизация СВРК предполагает применение современных средств вычислительной техники и развитие математического и программного обеспечения, совершенствование человеко-машинного интерфейса.

Далее приведена информация по новым системам, реализующим функции СВРК.