Принципы построения комплекса

ОБОРУДОВАНИЯ СУЗ ДЛЯ ПРОЕКТА «АЭС-2006»

Настоящая статья посвящена некоторым аспектам структурного построения единого цифрового программно-аппаратного комплекса оборудования системы управления и защиты реактора, предлагаемого ФГУП «НПП ВНИИЭМ» и ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ», для разработки и поставки в рамках проекта «АЭС-2006».

Предлагаемый комплекс оборудования СУЗ будет поставляться единым поставщиком (ФГУП «НПП ВНИИЭМ»), иметь единый комплект эксплуатационной документации, включая документацию на отдельные виды оборудования и системную эксплуатационную документацию, и будет сдаваться заказчику как законченная система комиссионно по результатам комплексных испытаний, проводимых на территории поставщика.

Система управления и защиты реактора входит в состав АСУТП энергоблока и представляет собой сложную многофункциональную систему, предназначенную для реализации защиты и управления мощностью реактора во всех режимах работы.

ФГУП «НПП ВНИИЭМ» и ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ» имеют многолетний опыт совместных разработок и внедрения на отечественных и зарубежных АЭС оборудования СУЗ.

В основу концепции разработки единого комплекса оборудования системы управления и защиты положены следующие основные принципы:

− использование для проекта «АЭС-2006» наиболее эффективных технических решений, примененных в проектах 3-го блока Калининской АЭС, АЭС «Тяньвань» и АЭС «Куданкулам»;

− создание типовых единиц оборудования, позволяющих на их базе создавать системы различной конфигурации;

− сокращение номенклатуры аппаратных и программно-аппаратных средств и их разумной унификации;

− увеличение доли средств вычислительной техники в общем объеме технических средств, что позволяет не только увеличить глубину диагностики оборудования, но и сделать систему адаптируемой к изменяемым алгоритмам управления;

− создание в рамках СУЗ информационно-диагностической системы, осуществляющей в полном объеме сбор, обработку, архивирование и представление информации по обслуживаемой системе, связь по стандартным интерфейсам со смежными системами и системой верхнего уровня АСУТП энергоблока.

Реализация этих принципов в сочетании с наличием единого поставщика позволит существенно повысить конкурентоспособность, надежность и безопасность эксплуатации системы.

В состав комплекса оборудования СУЗ входит:

− оборудование инициирующей части аварийной и предупредительной защиты реактора и инициирующей части управляющей системы безопасности (УСБ);

− оборудование исполнительной части аварийной и предупредительной защиты реактора А3–П3;

− оборудование группового и индивидуального управления и контроля положения, осуществляющее управление мощностью реактора в аварийных режимах и режимах нормальной эксплуатации;

− оборудование автоматического регулирования мощности реактора;

− оборудование информационно-диагностической сети СУЗ (ИДС-СУЗ);

− оборудование управления приводами органов регулирования (ОР) на стенде вертикальном;

− оборудование электропитания устройств, входящих в состав комплекса СУЗ.

Учитывая, что в составе СУЗ наиболее ответственной и влияющей на безопасность является подсистема, реализующая защитные функции реактора, то при разработке комплекса оборудования СУЗ для проекта «АЭС-2006» особое внимание уделялось именно этой подсистеме.

Как уже было сказано ранее, функциональные подсистемы в составе комплекса СУЗ, в том числе и подсистема, реализующая защитные функции реактора, создаются на базе типовых единиц оборудования, что делает их инвариантными к принимаемой в конкретном проекте структуре реализации защитных функций реактора.

Для проекта «АЭС-2006» проработаны и предлагаются два варианта комплекса оборудования СУЗ, отличающиеся друг от друга структурой реализации защитных функций.

В основу первого варианта положена традиционная для российских АЭС структура подсистемы, реализующая защитные функции и состоящая их двух трехканальных комплектов оборудования, осуществляющих формирование команд на срабатывание защит по мажоритарному принципу «два из трех». Этот вариант системы в рамках проекта «АЭС-2006» ориентирован на вторую очередь Нововоронежской АЭС.

В основу второго варианта положена традиционная для европейских АЭС четырехканальная структура подсистемы, реализующей защитные функции, с формированием команд на срабатывание защит по мажоритарному принципу «два из четырех». Этот вариант системы в рамках проекта «АЭС-2006» предполагается внедрить на второй очереди Ленинградской АЭС.

Оба варианта имеют следующие отличительные признаки и преимущества, ранее не реализованные в проектах отечественных АЭС:

− объединение инициирующей части аварийной защиты и запуска систем безопасности, что позволит по сравнению с существующими проектами как минимум в 1,5 раза сократить количество датчиков;

− реализацию принципа разнообразия/диверситетности, что позволит снизить вероятность отказов системы по общей причине.

Для реализации принципа разнообразия/диверситетности предлагается выполнение двух комплектов инициирования защитных функций (первый вариант структуры) или диверситетных подканалов в четырехканальной структуре (второй вариант) различными производителями и на различных аппаратных и программно-аппаратных средствах: традиционных средствах «жесткой» логики

и микропроцессорной техники.

На рис. 1 и 2 приведены структуры единого комплекса оборудования СУЗ (первый и второй варианты соответственно), где ДТП –датчики технологических параметров; АКНП – аппаратура контроля нейтронного потока; PПУ – резервный пульт управления; СГИУ– система группового и индивидуального управления; АРМ – автоматическое регулирование мощности; ОДУ – органы дистанци-

онного управления; БПУ – блочный _пункт управления; СВБУ –система верхнего блочного уровня.

Управление приводами ОР в аварийных режимах, требующих снижения мощности реактора, а также в режимах нормальной эксплуатации осуществляется оборудованием группового и индивидуального управления и контроля положения СГИУ, выполненным на базе средств вычислительной техники.

Оборудование СГИУ осуществляет управление приводами ОР в двух основных режимах: режиме ручного управления и автоматическом режиме. В рамках СГИУ оборудование, реализующее логику взаимодействия режимов работы СГИУ, приоритет команд управления в зависимости от действий оператора (выбранного режима управления, формирования команд дистанционного управления отдельными ОР или группами ОР) и формирование команд управления от автоматического регулятора мощности реактора выполнено на средствах программируемой техники. Это позволяет сделать СГИУ «открытой» системой, легко адаптируемой к изменению алгоритмов и логики управления.

Автоматическое регулирование мощности реактора в рамках предлагаемого комплекса осуществляется трехканальным регулятором мощности реактора АРМ, выполненным также на средствах вычислительной техники и имеющим развитые средства программно-аппаратной диагностики и отладки программного обеспечения.

Все оборудование, входящее в состав комплекса оборудования

СУЗ, объединено в единое информационное пространство посредством информационно-диагностической сети СУЗ. Оборудование информационно-диагностической сети осуществляет в полном объеме:

− сбор, обработку и архивирование информации по параметрам РУ, зарегистрированным двумя комплексами/четырьмя диверситетными подканалами подсистемы, инициирующей срабатывание защиты;

− сбор информации по фактам и первопричинам срабатыванию защит с присвоением метки единого времени АСУТП;

− сбор информации по функционированию и состоянию оборудования, включая датчики параметров РУ, датчики положения и приводы ОР;

− информационную поддержку оперативного персонала БПУ по отображению информации по положению ОР и другой информации, необходимой оператору для ведения процесса управления;

− диагностику состояния оборудования с передачей обобщенных результатов диагностики для отображения на БПУ;

− информационную поддержку обслуживающего персонала при обнаружении и локализации неисправностей оборудования;

− регистрацию действий оператора по управлению РУ;

− передачу всей зарегистрированной информации в смежные системы и верхний уровень АСУТП энергоблока.

Кроме того, ИДС-СУЗ будет иметь в своем составе станцию отображения и протоколирования, вынесенную в зону обслуживающего персонала и позволяющую производить в рабочем порядке анализ всей зарегистрированной информации.

Отдельно следует сказать о совершенно новой разработке в рамках этого проекта – об оборудовании инициирующей части защит, разработанной ФГУП «НПП ВНИИЭМ» на базе микропроцессорной техники, а именно: на базе специально разработанных аппаратно-программных средств1, отвечающих жестким требованиям российских и международных стандартов и правил, предъявляемых к цифровым системам класса безопасности 2.

Разработанные средства обеспечивают возможность реализации

на их основе конфигураций программируемых контроллеров конкретного целевого назначения с минимальными затратами времени на проектирование.

Все компоненты базового ПО разработаны с учетом требований МЭК 60880 и РД ЭО 0554-2005 по 2-му классу безопасности в соответствии с ОПБ-88/97 для использования в составе оборудования данного класса безопасности.

Базовое программное обеспечение проходит процедуру верификации и валидации (включая независимый внешний аудит исходных текстов ПО).

1 Протопопов М.В., Иванчук В.Б., Рахматуллин М.М. Базовые аппа-

ратно-программные средства цифровой системы аварийной защиты

реактора ВВЭР (см. настоящий том).

Выводы

1. Предлагаемый для проекта «АЭС-2006» цифровой комплекс оборудования СУЗ имеет следующие организационные и технические преимущества по сравнению с эксплуатируемыми на действующих АЭС:

− наличие единого поставщика, единого комплекта эксплуатационной документации;

− сдача заказчику в виде законченной системы «под ключ» по результатам комплексных испытаний на полигоне поставщика;

− объединение инициирующей части аварийной защиты и запуска систем безопасности;

− реализация принципа разнообразия/диверситетности в подсистеме, реализующей защитные функции;

− наличие единой информационно-диагностической сети, являющейся мощным средством информационной поддержки персонала и обеспечивающей связь по стандартным интерфейсам со смежными системами и верхним уровнем АСУТП энергоблока.

2. Внедрение единого комплекса оборудования СУЗ позволит:

− сократить стоимость оборудования за счет его унификации, трудозатрат и затрат на приобретение составляющих его частей и расходов на эксплуатацию и дальнейшее сопровождение оборудования;

− сократить длительность пусконаладочных работ на АЭС;

− повысить конкурентоспособность, надежность и безопасность эксплуатации системы;

− сократить количество кабельных связей.__

В.Т. САМОСАДНЫЙ, С.Б. ЧЕБЫШОВ, О.А. СКВОРЦОВ1, А.В. ВИЦЕНИ1,

Московский инженерно-физический институт (государственный университет),

1ОАО «Пятигорский завод «Импульс», Пятигорск

ВАРИАНТ РЕАЛИЗАЦИИ СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ГАЗОАЭРОЗОЛЬНЫХ ВЫБРОСОВ В ВЕНТИЛЯЦИОННУЮ ТРУБУ НА АЭС ДЛЯ НОРМАЛЬНОЙ И АВАРИЙНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

Структура предложенной системы радиационного контроля газоаэрозольных выбросов (СРКГАВ) в венттрубу АЭС включает в себя каналы нормальной эксплуатации (устройства детектирования объемной активности (ОА) аэ-розолей и паров йода и устройства детектирования ОА инертных газов) и отдельный канал аварийной эксплуатации (канал контроля ОА инертных газов). Выбор построения СРКГАВ основывается на требованиях к безопасности кон-троля с учетом российских и международных требований к системам контроля на АЭС.

В соответствии с Энергетической стратегией развития России на период до 2030 года [1] пре-дусмотрено интенсивное развитие атомной промышленности. Помимо экстенсивного увеличе-ния количества энергоблоков и атомных станций, делается упор на доведение российского обо-рудования до мирового технологического уровня. Поэтому российское оборудование должно удовлетворять требованиям международных стандартов, особенно с учетом того, что это необ-ходимо и для успешной работы на международном рынке атомной энергетики.

В [3] отмечено, что существующая в России нормативная документация не в полной мере со-ответствует поставленной задаче, так как в ней пока не нашли отражение последние достижения в области компьютерных и информационных технологий, широко применяемых в системах кон-троля и управления. Одним из главных различий между российскими и международными стан-дартами, посвященными таким системам на АЭС, является их категоризация в отношении безо-

пасности. Результаты сравнения документов [2, 5-7] в краткой форме представлены в таблице 1.

Согласно Общим положениям по обеспечению безопасности на АЭС (ОПБ-88/97) [2], безо-пасность АЭС – это свойство станции при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами.

Класс безопасности 3 по ОПБ-88/97 охватывает элементы АЭС, содержащие радиоактивные вещества, выход которых превышает нормы радиационной безопасности, и элементы, осуществ-ляющие радиационный контроль персонала и населения.

Стандарт МЭК61226 [6] в отношении безопасности АЭС определяет четыре категории для оборудования и выполняемых им функций. Категория В охватывает функции, отказ которых может вызвать проектную аварию или увеличить серьезность проектной аварии. Категория С охватывает функции, которые играют вспомогательную роль в достижении и поддержании безопасности станции. Сюда входят функции, которые имеют некоторое значение для безопас-ности, но не являются функциями категории А или В.

Газоаэрозольный выброс из вентиляционных труб АЭС в атмосферу является одним из фак-торов, по которому оценивается их влияние на окружающую среду [4]. Контроль активности и состава газоаэрозольного выброса является неотъемлемой частью радиационного контроля (РК) АЭС.

По существующей в настоящее время классификации в соответствии с ОПБ-88/97 [2], систе-мы радиационного контроля газоаэрозольных выбросов (СРКГАВ) в венттрубу АЭС по влиянию на безопасность АЭС и по характеру выполняемых функций безопасности относится к классу 3Н. Согласно МЭК61226, технические средства СРКГАВ попадают сразу в две категории, В и С.

Как определено СП АС-03 [4], при эксплуатации АЭС необходимо контролировать непревы-шение годовых допустимых выбросов инертных радиоактивных газов (ИРГ), аэрозолей и йода-131. Наибольший вклад в газоаэрозольный выброс вносят ИРГ, их суммарная активность в до-пустимых годовых выбросах на 3-4 порядка больше суммарной активности аэрозолей и радиоак-тивного йода. При аварийных ситуациях в первую очередь важен именно контроль выброса ИРГ.

В соответствии с этим, отнесение технических средств СРКГАВ к категориям безопасности согласно МЭК61226 выглядит следующим образом:

- Устройства детектирования ОА ИРГ (диапазон нормальной эксплуатации) – категория В;

- Устройства детектирования ОА ИРГ (диапазон аварийной эксплуатации) – категория В;

- Устройства детектирования ОА аэрозолей – категория С;

- Устройства детектирования ОА йода – категория С;

- Автоматизированное рабочее место (АРМ) канала контроля ИРГ – категория В;

- Дисплеи канала контроля ИРГ – категория В;

- АРМ канала контроля аэрозолей и йода – категория С;

- Дисплеи канала контроля аэрозолей и йода – категория С;

- Шлюзы потоков данных – категория В.

На рисунке 1 представлена структура системы РК ГАВ в венттрубу АЭС, разработанная с учетом требований международных стандартов [6, 8-11]. Технические средства контроля – уст-ройства детектирования отечественного производства, представляющие собой современные раз-работки ОАО "Пятигорский завод "Импульс" [12]. Они также были разработаны с учетом [8-11], определяющих требования к мониторам контроля газоаэрозольных выбросов.

Рисунок 1 – Система радиационного контроля газоаэрозольных выбросов в вентиляционную трубу АЭС

Канал аварийного контроля ИРГ реализован на блоке детектирования БДГБ-02И1 и устройст-ве накопления и обработки УНО-04И. Пробоподготовка ИРГ аварийного диапазона контроля

осуществляется при помощи специальных фильтров аэрозолей и йода высокой активности, раз-мещенных в свинцовой защите, с одновременным контролем накопленной на фильтрах мощно-сти дозы гамма-излучения для предупреждения облучения персонала. Так как существует зави-симость результатов измерения ИРГ от температуры и влажности пробы, необходимо учитывать их значения при расчете измеренной активности, либо привести температуру и влажность пробы к определенным значениям, влияние которых учтено в расчете заранее. В нашем случае, для аварийного канала проба отбирается из венттрубы через отдельный пробоотбор, при этом реали-зуется подогрев пробы специальным нагревателем и контроль ее влажности посредством капле-отбойников.

Каналы контроля ОА ИРГ режима нормальной эксплуатации дублированы и представлены устройствами детектирования УДГБ-01И.

Для контроля ОА аэрозолей и йода применяются, соответственно, устройства детектирования УДАС-03И и УДАГ-01И, соединенные последовательно. Фильтрация аэрозолей перед поступле-нием в УДАГ-01И осуществляется фильтрующей аэрозольной лентой в УДАС-03И и, дополни-тельно, фильтром аэрозолей, расположенным перед УДАГ-01И. Накопление йода УДАГ-01И осуществляется сменным фильтрующим картриджем. Это обеспечивает эффективность сорбции как молекулярного йода-131, так и его органической формы. Каналы контроля ОА аэрозолей и йода также дублированы.

При контроле аэрозолей, должен обеспечиваться изокинетический характер отбора пробы, т.е. равенство линейных скоростей потоков в венттрубе и пробоотборной трубке. Это осуществ-ляется при помощи специальных зондов в венттрубе и управляемых газодувок, скорость прокач-ки которых контролируется в зависимости от скорости потока выброса в венттрубе. Измерение скорости потока производится при помощи ультразвуковых расходомеров, расположенных не-посредственно в венттрубе. Измеренная скорость выброса используется также при расчете объ-емной активности выброса в венттрубу.

Данные об измеренных ОА передаются из устройств детектирования через соответствующие шлюзы и преобразователи интерфейсов на устройства верхнего уровня - АРМ, пульты и дис-плеи. Задание режимов работы СРКГАВ, прием, обработка, хранение и передача информации об измеренных данных также осуществляется устройствами верхнего уровня.

Отметим особенности предлагаемой СРКГАВ:

- соответствие построения системы и оборудования требованиям международных стандартов;

- наличие отдельного аварийного канала контроля ОА ИРГ;

- пробоподготовка для аварийного канала ИРГ с переключамыми аэрозольно-йодными фильтрами высокой активности с параллельным контролем МЭД гамма-фона;

- подогрев пробы аварийного канала для снижения погрешности измерения ОА от температу-ры пробы;

- наличие отдельных АРМ и пультов управления для каналов ИРГ класса 3Н (категории B);

- дублирование технических средств основных каналов контроля ОА ИРГ, аэрозолей, йода;

- наличие отдельных прокачивающих устройств в каждом из измерительных каналов с регу-лируемым расходом, пропорциональным расходу в венттрубе;

- контроль расхода в венттрубе при помощи дублированных ультразвуковых расходомеров;

- снижение потерь при транспортировке пробы в линиях (внутреннее покрытие труб из фто-ропласта и др.).

При размещении оборудования СРКГАВ на АЭС необходимо учитывать, что в настоящее время, в существующих АСРК, часть оборудования, требующего периодического обслуживания, размещено в необслуживаемых помещениях, а некоторое и в помещениях с высоким гамма-фоном. Необходима тщательная проработка с проектной организацией размещения оборудова-ния АСРК в доступных для эксплуатации помещениях.

В свете гармонизации нормативной базы России и международных ядерных институтов и предполагаемого введения ряда международных стандартов в качестве национальных, актуаль-ными задачами являются:

- применение современных технических средств РК ГАВ в венттрубу АЭС;

- разработка соответствующего методического обеспечения контроля – методик выполнения измерений (МВИ) и контроля (МВК).

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Энергетическая стратегия России на период до 2030 года, утвержденная распоряжением Прави-тельства Российской Федерации от 13 ноября 2009 г. №1715-р

2. ПНАЭ Г-01-011 – Общие положения по обеспечению безопасности на АЭС. Москва, 1997.

3. Сивоконь В.П., Ракитин И.Д., Шумов С.А. // Ядерные информационно-измерительные технологии, №4 (28), 2008, с.43

4. СП 2.6.1.24-03 - Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)

5. Safety Standards Series No.NS-R-1, IAEA: Safety of Nuclear Power Plants: Design

6. IEC 61226: Classification of instrumentation and control functions

7. IEEE Std 603-1998: IEEE Standard Criteria for Safety Systems for Nuclear Power Generating Stations

8 IEC 60761-1 Equipment for continuous monitoring of radioactivity in gaseous effluents, Part 1, General requirements, 2002

9 IEC 60761-2 Equipment for continuous monitoring of radioactivity in gaseous effluents, Part 2, Specific requirements for radioactive aerosol monitors including transuranic aerosols, 2002

10 IEC 60761-3 Equipment for continuous monitoring of radioactivity in gaseous effluents, Part 3, Specific requirements for radioactive noble gas monitors, 2002

11 IEC 60761-4 Equipment for continuous monitoring of radioactivity in gaseous effluents, Part 4, Specific requirements for radioactive iodine monitors, 2002

12 Информационно-справочные листы ОАО "ПЗИ", 2009

Дата добавления: 2015-07-08