Подсистема теплотехнического контроля

Подсистема теплотехнического контроля предназначена для сбора текущей информации о ходе технологического процесса, её преобразования для передачи в другие под­системы АСУТП, а также представление её обслуживающему персоналу на средствах представления информации, установленных в районе технологического оборудования и на щитах управления (БЩУ, РЩУ и местных щитах управления) во всех режимах работы энергоблока.

Подсистема теплотехнического контроля включает в свой состав:

- измерительные преобразователи температур, давлений, уровней и расходов;

- приборы химического и газового анализа технологических сред и воздуха в поме­щениях энергоблока;

- системы контроля механических величин турбинного и реакторного отделений;

- линии передачи информации от первичных измерительных преобразователей к вторичным преобразователям и приборам;

- устройства преобразования и размножения сигналов;

- средства представления информации операторам в удобной для восприятия форме.

В качестве первичных измерительных преобразователей температуры на энерго­блоках ЗАЭС наибольшее распространение получили термоэлектрические термометры (термопары) и термометры сопротивления.

В качестве первичных измерительных преобразователей давления и уровня на энергоблоках ЗАЭС применяются преобразователи типа «Сапфир-22» и «Сафiр» различ­ных модификаций.

В измерительных каналах расхода используются комбинации первичных измери­тельных преобразователей типа «Сапфир-22» и вторичных преобразователей типа БИК-1 (ЕП4710).

Химический и газовый анализ технологических сред в реакторном и турбинном от­делениях осуществляется посредством автоматических систем контроля, включающих первичные измерительные преобразователи содержания кислорода, водорода, натрия, удельной электропроводности, устройства представления, сигнализации и передачи ин­формации.

Система контроля механических величин обеспечивает:

- измерение амплитуды и частоты вибрации роторов и подшипников турбогенера­тора;

- измерение осевого смещения роторов турбогенератора и ТПН, а также выдачу предупредительных и аварийных сигналов при превышении этими параметрами установ­ленных пределов;

- измерение частоты вращения ротора турбогенератора и ГЦН.

Для передачи измерительной информации от первичных измерительных преобразо­вателей к потребителям в системе теплотехнического контроля энергоблоков ЗАЭС при­меняются электрические сигналы, передаваемые по кабельным линиям связи. Информа­ция от измерительных преобразователей давления, уровня и расхода передается норми­рованным сигналом постоянного тока, изменяющегося в диапазоне от 0 мА до 5 мА. Этот же тип сигнала применяется для передачи измерительной информации от нормирующих преобразователей, работающих в каналах измерения температуры, требующих размноже­ния измеренного сигнала по потребителям, выполняемого одним первичным измеритель­ным преобразователем. В измерительных каналах, не требующих размножения информа­ции по потребителям, как, например, «прямые» измерительные каналы УВС, сигналы пе­редаются в виде постоянного напряжения.

Для передачи информации к потребителям от измерительных преобразователей специальных измерений (механические величины, химический и газовый анализ) исполь­зуется унифицированный сигнал 0÷5 мА постоянного тока.

Передача измерительной информации осуществляется по кабельным линиям, про­ложенным в соответствии с требованиями нормативной и технической документации. Ор­ганизационными и техническими мероприятиями обеспечивается защита информационных кабельных линий от механических и тепловых повреждений, защита от помех, вызванных электрическими и магнитными полями, резервирование линий связи, передающих важную для безопасной эксплуатации энергоблока информацию.

Устройства преобразования измерительной информации предназначены для приема сигналов от первичных измерительных преобразователей и ее первичной обра­ботки с целью превращения в форму, удобную для передачи на достаточно большие рас­стояния и размножения по потребителям.

В качестве вторичных преобразователей на энергоблоках ЗАЭС используются:

- в каналах измерения температуры термоэлектрическими термометрами – Ш78, ЕП4700АС;

- в каналах измерения температуры термопреобразователями сопротивления – Ш79, ЕП4701АС;

- в каналах измерения расхода – БИК-1, ЕП4710АС, ЕП8502.

Во всех вышеперечисленных измерительных каналах может применяться универ­сальный преобразователь сигналов ПрС-2 производства СНПО «Импульс» (г. Северодо­нецк).

Особенностью метода измерения температуры термоэлектрическими преобразова­телями является необходимость компенсации погрешности, обусловленной ненулевой температурой свободных концов термопреобразователя. Для компенсации этой погрешно­сти на энергоблоках ЗАЭС применяются несколько способов, выбор которых определяется из условий размещения первичного преобразователя температуры в помещениях энерго­блока:

- использование автоматических компенсирующих устройств УКМ-6;

- компенсация температуры свободных концов промежуточным измерительным пре­образователем;

- измерение температуры свободных концов термопреобразователя независимым термопреобразователем сопротивления и компенсация погрешности средствами вычисли­тельной техники.

Устройствами, выполняющими функции размножения сигналов измерительных пре­образователей, являются блоки БГРТ и БРТ. Блоки размножения расположены в шкафах УКТС, предназначенных для размножения токовых сигналов – шкафах РТ. Блоки БРТ имеют шесть выходных каналов, а блоки БГРТ – от четырех до шести, в зависимости от их модификации.

Основным средством представления информации оперативному персоналу является УВС, осуществляющая вывод на экраны дисплеев рабочий мест операторов-технологов оперативной информации в виде фрагментов технологической схемы энергоблока, таблиц, графиков, гистограмм, сигналов нарушений.

На панелях БЩУ и РЩУ установлены приборы, необходимые для постоянного индивидуального контроля особо важных параметров, определяющих динамическое поведение энергоблока, а также параметров, характеризующих работу систем обеспечения безопасности.

На БЩУ так же устанавливаются индивидуальные приборы (показывающие и самопишущие), необходимые для контроля состояния энергоблока при его останове и при возможном отказе управляющей вычислительной системы.

В Приложении А, в качестве примера, приведена функциональная схема ТТК АПН ТХ10D01.

3.2 Система внутриреакторного контроля

Ядерный реактор представляет собой специфический объект контроля и управле­ния. Специфика ядерного реактора, как объекта контроля, обусловлена высоким уровнем нейтронного потока в активной зоне, высоким значением мощности гамма-излучения и вы­сокими параметрами теплоносителя первого контура.

Высокое удельное энерговыделение и малый запас по теплотехнической надежно­сти в ядерном реакторе ВВЭР-1000 вызвали необходимость обеспечения контроля основ­ных нейтронно-физических и теплогидравлических параметров непосредственно в актив­ной зоне. Функции контроля параметров непосредственно в активной зоне ядерного реак­тора выполняет система внутриреакторного контроля.

Необходимость контроля за энерговыделением в активной зоне вызвана тем, что при номинальной мощности температура воды на поверхности оболочек ТВЭЛ близка к насыщению (на поверхности отдельных ТВЭЛ достигается местное поверхностное кипение). При возникновении объемного кипения (в связи со снижением расхода теплоносителя или увеличением локальной мощности ТВЭЛа) произойдет уменьшение теплоотдачи (кризис теплообмена) и быстрое значительное увеличение температуры оболочки от исходных 350 °С.

Даже при эксплуатации в регламентных режимах запас до кризиса теплоотдачи может значительно уменьшаться. При абсолютном соответствии параметров РУ проекту расчетный коэффициент запаса до кризиса теплообмена составляет около 2,2 (т.е. проектный тепловой поток в 2 раза меньше критического). При уменьшении давления в первом контуре на 2 кгс/см² (допустимый диапазон работы регулятора давления) критический тепловой поток снижается в 1,3 раза (точка насыщения приближается на 1,5 °С) при неизменном фактическом тепловом потоке.

Рост мощности реактора на 4% (колебание АРМ составляет ±2%) приводит к увеличению фактического теплового потока через оболочки ТВЭЛ. В процессе эксплуатации РУ также происходят колебания расхода теплоносителя через активную зону, обусловленные колебаниями частоты тока в энергосистеме, давления пара в ПГ, положения органов регулирования СУЗ.

При наложении подобных допустимых колебаний параметров РУ в режиме нормальной эксплуатации коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи уменьшается до 1,72. В процессе эксплуатации энергоблока осуществляется плановое или вынужденное изменение мощности перемещением органов СУЗ регулирующей группы и изменением концентрации борной кислоты. В результате этих маневров в активной зоне возбуждаются колебания локальной мощности, вызванные нестационарными процессам образования и распада ксенона в топливе (ксеноновые колебания).

Ввиду большой сложности непрерывного оперативного расчета коэффициента запаса до кризиса теплообмена не предусмотрено его прямое использование при эксплуатации. Применяется оперативное измерение и управление энерговыделением с использованием коэффициентов неравномерности энерговыделения по объему активной зоны, вычисляемых системой внутриреакторного контроля.

Система ВРК предназначена для обеспечения безопасной и экономичной эксплуа­тации реактора в энергетическом диапазоне путем сбора, обработки и представления ин­формации оператору о состоянии активной зоны и первого контура.

На энергоблоках ЗАЭС установлены несколько модификаций СВРК, идентичные по номенклатуре и типам внутриреакторных детекторов, но отличающиеся конструктивным исполнением и программным обеспечением информационно-измерительного комплекса. В настоящее время на энергоблоках ОП ЗАЭС функционируют следующие типы систем ВРК:

- ИИК СВРК «Гиндукуш» и ВМПО СВРК «Хортица»;

- ПТК НУ СВРК-М на базе МСКУ-1 и ПТК ВУ СВРК;

- ПТК СВРК-М на базе МСКУ-2.13 и ПТК ВУ СВРК;

- ИИК СВРК «Гиндукуш» (первичная обработка сигналов) и ПТК ВУ СВРК.

Система СВРК из ИИК СВРК «Гин­дукуш» и ВМПО СКР «Хортица». ВМПО СКР «Хортица» реализована в двух СВК на базе миниЭВМ СМ-2М, работающих в дублирующем режиме.

Система работает в информационном режиме, предоставляя оператору информа­цию для правильного ведения технологического процесса с целью соблюдения допусти­мых пределов работы реакторной установки.

При этом оператору в удобной для восприятия форме и с достаточной степенью точности, оперативности и достоверности представляется информация о тепловой мощно­сти реактора, распределении энерговыделения по объему активной зоны, температурам теплоносителя первого контура в различных зонах реакторной установки и т.д.

Функции СВРК:

- прием информации от первичных измерительных преобразователей ВРК и ТТК;

- расчет нейтронно-физических и теплогидравлических параметров РУ;

- представление информации операторам в виде форматов на ВКУ;

- формирование сигналов ПЗ-2;

- накопление информации в архиве;

- представление информации в виде бланков регистрации;

- передача измерительной информации во внешние подсистемы;

- диагностика состояния технических и программных ресурсов.

На рисунке 2 представлена структурная схема системы ВРК «Гиндукуш».

В качестве первичных измерительных преобразователей энерговыделения в актив­ной зоне ядерного реактора в СВРК используются ДПЗ, конст­руктивно объединенные в измерительные каналы. В каждом КНИ расположено по 7 детекторов, разнесенных по высоте активной зоны. СВРК принимает информацию в виде токовых сигналов низкого уровня от 64-х измерительных каналов, расположенных в цен­тральных трубах ТВС. Каждый КНИ представляет собой герметичную трубу 8х1,1 мм, изготовленную из нержавеющей стали с размещенными в ней детекторами потока нейтронов. Детектор представляет собой отрезок проволоки из родия диаметром 0,5 мм и длиной 200 мм, заключенный в электроизолирующий чехол.

В детекторе использован принцип прямого преобразования энергии потока нейтронов в электрический ток. При взаимодействии нейтронов с родием образуется изотоп , который распадается с испусканием β-частиц. Материал и толщина изолирующего чехла на родиевой проволоке подобраны так, что β-частицы проникают через нее и создают электрический ток, пропорциональный плотности потока нейтронов в районе установки детектора. Период полураспада родия (42 с) позволяет достаточно оперативно получать информацию о распределении плотности потока нейтронов.

Расстояние по высоте между центрами детекторов составляет 450 мм. В КНИ, кроме нейтронных детекторов, расположены фоновые детекторы, предназначенные для компенсации дополнительных сигналов, связанных с взаимодействием излучения с конструкционными материалами детектора и линий связи, находящимися в активной зоне реактора.

В процессе работы показания детекторов постепенно уменьшаются в связи с выгоранием родия в потоке нейтронов. Поэтому для обработки показаний детекторов КНИ применяются дополнительные вычислительные комплексы, реализованные на базе ЭВМ типа СМ-2М или серверах со специальным программным обеспечением.

С помощью расчетных методов осуществляется пересчет токов ДПЗ в энерговыделение тех ТВС, в которых расположены детекторы и «восстановление» энерговыделения в ТВС, в которых детекторы отсутствуют. При пересчете токов ДПЗ в энерговыделение присутствует априорная и расчетная информация.

Для контроля за колебаниями мощности, обусловленными неравномерностью распределения ксенона по высоте активной зоны, в программном обеспечении СВРК предусмотрено вычисление офсета мощности верхней и нижней половин активной зоны от средней мощности. Величина офсета вычисляется как отношение разности мощностей верхней и нижней частей активной зоны к ее полной мощности.

Измерение температуры теплоносителя на выходе из активной зоны осуществля­ется термоэлектрическими термометрами, расположенными над ТВС. В системе реализо­ван контроль температуры теплоносителя на выходах 95 кассет. Три термоэлектрических термометра расположены в верхней части корпуса реактора. Компенсация погрешности, обусловленной ненулевой температурой свободных концов, осуществляется в специаль­ных устройствах компенсации, расположенных в центральном зале РО.

Температура теплоносителя в петлях ГЦК измеряется с помощью 16 термоэлектри­ческих термометров и 8 термопреобразователей сопротивления.

Кроме того СВРК принимает сигналы от измерительных преобразователей системы ТТК энергоблока. На энергоблоке установлены два ИИК СВРК «Гиндукуш», работающих в дублирующем режиме.

Каждый комплект СВРК обеспечивает прием, обработку и вывод информации по всей номенклатуре измерительных каналов. Исключение составляют из­мерительные каналы КНИ. Каждый из комплектов СВРК имеет связь с 32 КНИ.

Распределение нейтронных каналов между комплектами выполнено таким образом, что бы при отказе любого из ИИК СВРК «Гиндукуш» в активной зоне реактора не возникало бы неконтролируемых участков.

Рисунок 2 – Структурная схема СВРК «Гиндукуш»

ВМПО СВРК, функционирующее в СВК №5 и №6, предназначено для:

- выполнения расчетов значений параметров активной зоны и узлов реакторной ус­тановки в зонах, не имеющих первичных измерительных преобразователей;

- выполнения комплексных нейтронно-физических расчетов;

- представления информации операторам;

- накопления информации в архиве;

- представления информации в виде выходных форм бланков регистрации;

- диагностики состояния измерительных каналов;

- корректировки параметров измерительной системы.

В качестве средств представления информации, рассчитанной ВМПО СВРК, на энергоблоках используются видеоконтрольные устройства ИИК СВРК «Гиндукуш». Переключение источников информации, выводимой на форматы СВРК, осуществляется оператором вручную.

На части энергоблоков установлена модернизированная система внутриреакторного контроля. В качестве источников информации в СВРК-М применяются те же первичные измерительные преобразователи, что и в ИИК СВРК «Гиндукуш». СВРК-М условно подраз­деляется на систему нижнего уровня, осуществляющую первичную обработку информации и ПТК верхнего уровня, выполняющего функции расчета, архивирования и представления информации. Структурная схема ПТК СВРК-М энергоблока №4 представлена на рисунке 3.

Нижний уровень СВРК-М реализован на базе шкафов ВРК, представляющих из себя микропроцессорные системы контроля и управления. Шкафы ВРК объединены в локальную вычислительную сеть нижнего уровня.

Верхний уровень СВРК-М представляет собой дублированную локальную вычисли­тельную сеть, построенную по топологии «звезда» и функционирующую под управлением ОС Linux, узлы которой выполняют строго определенные функции:

- СКСО – серверы КСО (прием кодированной информации из ЛВС НУ СВРК-М и вы­дача ее в сеть ВУ);

- СОК – серверы оперативного контроля (нейтронно-физические и теплогидравличе­ские расчеты параметров РУ);

- СВУ – серверы неоперативного контроля (расчеты корректирующих коэффициен­тов измерительной системы, фоновые неоперативные расчеты);

- РМРО – рабочие места оператора реакторного отделения (представление инфор­мации в виде видеоформатов, графиков, таблиц и гистограмм);

- САД – серверы архивирования и документирования (накопление информации в ар­хиве, вывод информации в виде бланков регистрации);

- СДК – серверы данных и коммуникаций (обмен информацией с подсистемами АСУТП энергоблока и АЭС);

- СДИ – рабочие станции дежурного инженера (управление функционированием сис­темы, диагностика и сопровождение программного обеспечения).

Узлы ЛВС работают в режиме «горячего» резерва и, в случае отказа любого из них, система безударно переключается на дублирующий узел.

Рисунок 3 – Структурная схема СВРК-М

В отличие от комплекса СВРК «Гиндукуш» - ВМПО СКР «Хортица», в СВРК-М не предусмотрена функция переключения видеоконтрольных устройств БЩУ на прием ин­формации от верхнего или нижнего уровней системы. Вся информация на видеоформатах СВРК представляет собой обработанные в серверах оперативного контроля данные. Опе­ратор имеет возможность выбрать в качестве источника информации, представляемой на видеоконтрольных устройствах, серверы оперативного контроля первого или второго полу­комплектов ВУ СВРК.

В СВРК-М в значительной мере, по сравнению с СВРК «Гиндукуш», уменьшена дли­тельность цикла опроса измерительных преобразователей, значительно снижено время обработки данных и период их обновления на видеоконтрольных устройствах. Глубина долговременного архива увеличена до длительности кампании активной зоны. Реализован современный человеко-машинный интерфейс, позволяющий управлять функциями пред­ставления информации с помощью оптического манипулятора и функциональной клавиатуры.

3.3 Система управления и защиты реакторной уста­новки

Система управления и защиты реактора предназначена для управления реактором при его пуске, работе на мощности, плановом или аварийном останове реактора в сле­дующих режимах:

- пуск реактора из подкритического состояния;

- вывод реактора на заданный уровень мощности;

- работа реактора в энергетическом (рабочем) диапазоне;

- регламентная или аварийная остановка реактора;

- поддержание подкритического состояния реактора.

В состав СУЗ входят следующие подсистемы (системы):

- система аварийной и предупредительной защиты, ускоренной предупредительной защиты, устройство разгрузки и ограничения мощности;

- аппаратура контроля нейтронного потока;

- автоматический регулятор мощности;

- система группового и индивидуального управления органами регулирования, кон­троля положения органов регулирования, силового управления приводами СУЗ.

Функциональная схема системы управления и защиты реактора энергоблока ЗАЭС представлена на рисунке 4.

3.3.1 Система аварийной и предупредительной защит реактора

АЗ реактора предназначена для перевода РУ в подкритическое состояние, защиты активной зоны от недопустимых отклонений основных параметров реакторной установки, путем своевременного прекращения. Аварийная защита реактора это функция безопасности, которая обеспечивает быстрый перевод активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержание ее в этом состоянии.

Предупредительная защита реактора это функция безопасности, которая предот­вращает срабатывание АЗ и обеспечивает полное или частичное снижение мощности ре­актора.

Система аварийной защиты включает в себя АЗ, ПЗ-1 и ПЗ-2.

Сигналы АЗ вызывают падение всех органов регулирования (путем отключения сило­вого питания приводов) под действием собственного веса до крайнего нижнего поло­жения. Время падения органов регулирования составляет от 1,5 с. до 4 с. Действие АЗ не прекращается независимо от того, снялась ли первопричина срабатывания или нет.

СРТ

УПЗ

СРТ

Рисунок 4 – Функциональная схема системы СУЗ энергоблока ЗАЭС

Первопричинами срабатывания аварийной защиты реакторной установки являются следующие условия:

1) период разгона реактора (в любом из диапазонов измерения плотности нейтронного потока) - менее 10 с;

Примечание - Периодом реактора называется промежуток времени, за который нейтронная мощность реактора изменяется в е раз (е =2,71828...).

2) увеличение плотности нейтронного потока более заданного оператором значения (в любом из диапазонов измерения АКНП);

3) увеличение плотности потока нейтронов более 107% N_ном;

4) уменьшение разности температуры насыщения теплоносителя первого контура и максимальной температуры в любой из горячих ниток ГЦТ менее 10 °С (ΔT_S<10 °С);

5) снижение давления теплоносителя первого контура менее:

- 140 кгс/см² при температуре в горячих нитках ГЦК более 260 °С;

- 148 кгс/см² при температуре в горячих нитках ГЦК более 260 °С и N_РУ>75 % N_НОМ;

6) снижения перепада давления на любом из работающих ГЦН с 4 кгс/см² до 2,5 кгс/см² за время менее 5 с.;

7) увеличение разности температур насыщения теплоносителя первого контура и рабочего тела второго контура более 75 °С при давлении во втором контуре менее 50 кгс/см²;

8) увеличение давления в первом контуре более 180 кгс/см²;

9) увеличение давления в защитной локализующей оболочке реакторной установки более 0,3 кгс/см²;

10) отключение одного из двух работающих ГЦН при мощности реактора по показаниям АКНП N_АКНП>5% N_НОМ (выдержка времени – 1,4 с.);

11) отключение двух их четырех работающих ГЦН одновременно или последовательно в течение времени менее 70 с. при нейтронной мощности N_РУ>75 % N_НОМ (выдержка времени – 6 с.);

12) сейсмическое воздействие на уровне земли более 6 баллов;

13) снижение уровня в любом из парогенераторов при работающем ГЦН данной петли ГЦК менее 650 мм ниже номинального (выдержка времени – 5 с.);

Примечание - В связи с тем, что первичные измерительные преобразователи уровня в парогенераторах для первого и второго комплектов АЗ установлены в районе холодных и горячих коллекторов, соответственно, электрические значения уставок срабатывания защит выставлены с учетом различной плотности воды при разной температуре (для первого комплекта АЗ уставка больше, чем для второго).

14) повышение температуры теплоносителя в горячей нитке любой из петель ГЦК более чем на 8 °С по сравнению с номинальным значением;

15) снижение уровня теплоносителя в компенсаторе давления ниже 4600 мм (выдержка времени – 5 с.);

16) снижение частоты напряжения на трех из четырех секциях электропитания ГЦН менее 46 Гц;

17) увеличение давления в любом из парогенераторов при работающем ГЦН соответствующей петли ГЦК более 80 кгс/см² (защита шунтируется через 50 с. после отключения соответствующего ГЦН);

18) исчезновение силового питания 220 В 50 Гц на двух вводах СУЗ (выдержка времени – 3 с.);

19) исчезновение надежного питания СУЗ 380/220 В 50 Гц на двух из трех вводах;

20) исчезновение электропитания =220 В на двух вводах любой из панелей аварийных команд (ПАК2);

21) ключ АЗ БЩУ или РЩУ.

Примечание – В защитах, срабатывающих при превышении контролируемого параметра, реализован алгоритм контроля исправности измерительных каналов аварийных сигналов. Для этих целей в измерительных каналах установлены дополнительные аналого-дискретные преобразователи («обрывные»), формирующие сигнал, приводящий к переводу в сработанное состояние информационный канал, при возникновении неисправности измерительного преобразователя или линий связи.

Сигналы ПЗ 1-го рода вызывают поочередное движение всех групп органов регу­лирования вниз, начиная с рабочей группы (в порядке уменьшения их номеров) с ра­бочей скоростью 20 мм/с. Движение органов регулирования прекращается при исчезнове­нии сигнала, вызвавшего срабатывание предупредительной защиты.

Срабатывание ПЗ-1 инициируется при возникновении любого из следующих условий:

1) период разгона реактора в любом из диапазонов измерения уровня нейтронного потока менее 20 с.;

2) увеличение плотности потока нейтронов в любом из диапазонов её измерения выше заданной оператором уставки;

3) увеличение давления теплоносителя над активной зоной более 172 кгс/см²;

4) увеличение температуры теплоносителя в любой из горячих ниток ГЦК более чем на 3 °С от номинального значения;

5) увеличение давления в главном паровом коллекторе более 70 кгс/см²;

6) снижение частоты напряжения электропитания любого из ГЦН менее 49 Гц;

7) исчезновение электропитания =220 В на панели аварийных команд ПЗ (3ПАК2);

8) исчезновение надежного питания СУЗ 220 В 50 Гц на двух из трех вводов;

9) воздействие ключом ПЗ-1 с БЩУ.

Примечание – При выводе в «проверку» любого из комплектов аварийных защит происходит шунтирование защит ПЗ-1 по сигналам от АКНП выведенного из работы комплекта с сигнализацией на БЩУ «ПЗ-1 шунтировано».

Кроме того, через систему ПЗ-1 осуществляется разгрузка энергоблока от устройства РОМ при следующих условиях:

1) снижение частоты на трех из четырех секциях электропитания работающих ГЦН менее 49 Гц – разгрузка до N=90% N_доп;

2) отключение одного из четырех работающих ГЦН – разгрузка до N=67% N_доп;

3) отключение 2-х противоположных ГЦН из 4-х работающих – разгрузка до N=49% N_доп;

4) отключение 2-х смежных ГЦН из четырех работающих – разгрузка до N=39% N_доп;

5) отключение одного из двух работающих ТПН – разгрузка до N=49% N_доп;

6) отключение последнего работающего ТПН - разгрузка до N=10% N_ном;

7) отключение генератора от сети – разгрузка до N=39% N_ном;

8) закрытие двух из четырех стопорных клапанов турбины - разгрузка до N=39% N_ном.

Предупредительная защита 2-го рода запрещает движение органов регулирования вверх до исчезновения сигнала, вызвавшего ее срабатывание.

Условия работы защиты ПЗ-2:

1) повышение уровня плотности потока нейтронов в диапазоне источника (пусковом диапазоне) выше заданной уставки;

2) увеличение давления теплоносителя над активной зоной более 165 кгс/см²;

3) падение одного органа регулирования СУЗ;

4) незакрытое состояние арматуры ТК70S11 или TK70S14;

Примечание – При срабатывании защиты на панели БЩУ HY-18 срабатывает сигнализация «Работа ТК70S11, TK70S14 ПЗ-2». При закрытии вышеуказанных арматур сигнал ПЗ-2 снимается и сигнализация автоматически отключается.

5) температура теплоносителя первого контура на выходе из отдельной ТВС по показаниям СВРК более допустимой (на ЗАЭС не реализована);

6) тепловая мощность реактора по показаниям СВРК для данного количества работающих ГЦН более допустимого значения (на ЗАЭС не реализована);

7) запас до кризиса теплоотдачи на поверхности ТВЭЛ по показаниям СВРК менее допустимого значения (на ЗАЭС не реализована);

8) локальное энерговыделение по показаниям СВРК более допустимого значения (на ЗАЭС не реализована).

Система АЗ и ПЗ предусматривает:

- сигнализацию первопричины АЗ (ПЗ) на БЩУ, ее фиксацию в УВС и на щите СУЗ;

- сигнализацию и фиксацию в УВС последовательности появления сигналов;

- сигнализацию неисправности щита СУЗ и панелей УКТС-СУЗ;

- шунтирование входных сигналов АЗ (ПЗ) в зависимости от режимов работы РУ;

- контроль исправности датчиков и кабельных связей для защит на превышение до­пустимого параметра.

Системой предусмотрено два независимых трехканальных комплекта АЗ и один трехканальный комплект ПЗ со своими первичными преобразователями и блоками питания.

УПЗ вызывает падение группы ОР СУЗ до крайнего нижнего положения под дейст­вием собственного веса и снижение уровня мощности реактора на величину от 30% до 40% номинальной мощности реакторной установки. Действие УПЗ формируется при мощности РУ более 75% N_ном (при мощности реакторной установки менее 75% номинальной сигнал УПЗ шунтируется).

Устройство разгрузки и ограничения мощности предназначено для ограничения по максимуму тепловой и нейтронной мощности реакторной установки, на уровне, который устанавливается автоматически в зависимости от числа включенных ГЦН, ТПН, положения СРК, частоты питающей сети ГЦН, а также в зависимости от того состояния выключателя ВНВ-750.

Состав технических и программно-технических средств, на базе которых реализо­ваны аварийная и предупредительная защиты на энергоблоках ЗАЭС, представлен в таб­лице 3 (первая половина 2009 года). В ходе работ по модернизации оборудования АСУТП энергоблоков ОП ЗАЭС на энергоблоках №1 и №3 установлены ПТК АЗ-ПЗ (ЗАО «Радий» г. Кировоград).

Таблица 3 – Состав технических средств АЗ и ПЗ на энергоблоках ОП ЗАЭС

Энергоблок	АЗ	ПЗ	УПЗ, РОМ
I	II
	ПТК «АЗ-ПЗ» (Ра­дий)	ПТК «АЗ-ПЗ» (Ра­дий)	-	ПТК «АРМ-РОМ-УПЗ» (Ра­дий)
	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ
	ПТК «АЗ-ПЗ» (Ра­дий)	ПТК «АЗ-ПЗ» (Ра­дий)	-	ВНИИЭМ
	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ
	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ
	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ	ВНИИЭМ

В состав оборудования систем АЗ и ПЗ производства ВНИИЭМ входят:

- базовые шкафы УКТС, предназначенные для приема аналоговых сигналов от пер­вичных измерительных преобразователей и выдачи дискретных сигналов от АДП, при на­рушении контролируемыми параметрами установленных пределов;

- панели формирования сигналов (ПФС2 и ПФС3), предназначенные для приема сигналов от измерительных преобразователей, их логической обработки, усиления и фор­мирования сигналов аварийных и предупредительных защит. ПФС2 работает совместно с ПФС3 в системе АЗ. ПФС3 работает как в системе АЗ (совместно с ПФС2), так и в системе ПЗ;

- панель аварийных команд (ПАК2), предназначенная для формирования по сигна­лам из ПФС3 соответствующих команд в систему группового и индивидуального управле­ния органами регулирования СУЗ, в систему электропитания СУЗ и другие системы;

- панель шунтирования сигналов (ПШС1), предназначенная для формирования сиг­налов, которыми шунтируются выходные сигналы панелей ПФС3;

- панель сигнализации первопричины срабатывания (ПСП2), предназначенная для формирования и фиксации сигналов срабатывания аварийной и предупредительной за­щиты;

- панель контроля неисправности (ПКН1), предназначенная для формирования обобщенного сигнала неисправности электрооборудования щита СУЗ.

Сигналы АЗ, ПЗ-1 и ПЗ-2 поступают в панели ПФС. Каждая панель ПФС представ­ляет собой один канал АЗ(ПЗ) и формирует сигнал, обработанный по проектным алгорит­мам, в панель ПАК2. Панель ПАК2 выдает сигналы:

- на падение органов регулирования СУЗ в активную зону реактора (АЗ);

- перемещение ОР СУЗ вниз с рабочей скоростью (20 мм/с) для снижения мощности РУ (ПЗ-1);

- запрет перемещения органов регулирования вверх (ПЗ-2).

Структурная схема одного комплекта АЗ представлена на рисунке 5.

Для исключения возможных отказов АЗ в случае возникновения пожара в каком-либо из помещений, в которых расположено оборудование или другом повреждении СУЗ, реа­лизована одновременная автоматическая передача исполнительной команды АЗ:

- на панель силового управления каждого привода (отключение питания);

- на отключение силовых вводов СУЗ по переменному току и по постоянному току (отключение силовых трансформаторов СУЗ и батарей).

На части энергоблоков вместо оборудования аварийных защит разработки и производства ВНИИЭМ установлены ПТК АЗ-ПЗ, реализующие всю номенклатуру функций старого оборудования.

Функции ПТК АЗ-ПЗ:

- автоматический контроль текущих значений технологических и нейтронно-физиче­ских параметров реактора в проектных диапазонах;

- формирование и выдача управляющих сигналов АЗ, ПЗ-1, ПЗ-2 при выходе контроли­руемых технологических и нейтронно-физических параметров за пределы уста­новленных граничных значений (уставок);

- формирование и выдача информационных сигналов для звуковой и световой сигнали­зации на БЩУ;

- хранение информации в оперативном, суточном и долговременном архивах и вы­вод архивных данных на отображение и регистрацию;

- обмен с другими подсистемами СУЗ (АКНП, АРМ, РОМ, СГИУ) и другими систе­мами энергоблока (АСУТ, СВРК, УВС);

- опробование защит комплекта ПТК АЗ-ПЗ перед пуском блока и при работе реак­тора на мощности (в процессе регламентного обслуживания или после устранения де­фекта) без воздействия на ОР СУЗ.

Состав ПТК АЗ-ПЗ:

- шкаф промежуточных клеммников ШПК-1 (3 шт.);

- шкаф формирования сигналов ШФС-1 (3 шт.);

- шкаф кроссовый выходной КШВ-1;

- две рабочие станции (РС) на базе IBM PC – совместимых ПЭВМ;

- рабочее место технолога РМТ;

- стенд проверки ПТК АЗ-ПЗ.

Для повышения надежности срабатывания защит, в ПТК АЗ-ПЗ реализовано три уровня формирования выходных сигналов на основе мажоритарной логики «2 из 3» (в блоке формирования сигналов защит БФЗ-1, в блоке формирования сигналов БФС-1 и в кроссовом шкафу выходном КШВ-1).

Формирование сигналов аварийной и предупредительной защиты обеспечивается тремя независимыми каналами (тремя шкафами формирования сигналов ШФС-1, иден­тичными по своему конструктивному исполнению и выполняемым функциям).

Информация по каждому технологическому параметру вводится от трех независи­мых источников для каждого ШФС-1. Входные дискретные сигналы, сигналы от аналоговых измери­тельных преобразователей и термоэлектрических преобразователей типа хромель-копель, подклю­чены через соответствующие ШПК-1, которые выполняют функцию сопряжения.

Каждый канал реализован на основе мажоритарной логики (принимая сигналы защит из других каналов, на выходе формируются сигналы «2 из 3», которые затем поступают в КШВ-1Д).

КШВ-1Д реализован таким образом, что ПТК АЗ-ПЗ выдаст сигналы аварийной за­щиты только в том случае, если эти сигналы будут сформированы в двух или трех ШФС-1Д.

Функциональная схема ПТК АЗ-ПЗ представлена на рисунке 6.

Рисунок 6 – Функциональная схема ПТК АЗ-ПЗ

Информация из шкафов ШФС-1Д, КШВ-1Д по оптоволоконным кабелям передается на рабочую станцию, что позволяет провести визуальный контроль на мониторе рабочей станции срабатывания АЗ в каждом канале в отдельности и в шкафу КШВ-1Д.

Выдача диагностической и технологической информации, поступающей на рабочую станцию, производится через оптоволоконные приемопередатчики, расположенные в бло­ках диагностики БДН-1Д каждого шкафа, посредством оптоволоконных кабелей.

Информация с рабочей станции передается на рабочее место технолога для пред­ставления на видеоконтрольном устройстве.

Прием сигналов от первичных измерительных преобразователей и внешних подсис­тем, их логическая обработка и формирование команд защит выполняется в шкафу фор­мирования сигналов. ШФС-1 обеспечивает:

- прием текущих значений технологических и нейтронно-физических параметров реак­тора;

- формирование и выдачу управляющих сигналов АЗ, ПЗ-1и ПЗ-2 при выходе контроли­руемых технологических и нейтронно-физических параметров за пределы уста­новленных граничных значений;

- формирование и выдачу информационных сигналов для звуковой и световой сигнали­зации на БЩУ;

- диагностику технических и программных средств ПТК АЗ ПЗ, предусматривающую не­прерывный автоматический контроль работоспособности.

Цифровой код входных сигналов из блоков ввода аналоговых сигналов (БВА-1), бло­ков ввода дискретных сигналов (БВД-1) и блоков ввода сигналов термопреобразователей (БВТ-1) передается в блок формирования сигналов защит (БФЗ-1). Диагностическая ин­формация о состоянии этих блоков передается в блок диагностики (БДН-1).

В блоке БФЗ-1 программно выполняется формирование сигналов срабатывания ава­рийной и предупредительных защит при выходе контролируемых технологических и ней­тронно-физических параметров за пределы установленных граничных. Для повышения надежности срабатывания, в логическую структуру каждого канала передаются сигналы срабатывания алгоритмов из БФЗ-1 двух других каналов. Информация о первопричине срабатывания сигналов АЗ, ПЗ-1и ПЗ-2 передается в блок сигнализации первопричины БСП-1. Параллельно с этим передается диагностическая информация о состоянии БФЗ-1 в БДН-1.

В субблок релейных выходов АЗ СРВ-1 каждого канала сигналы АЗ передаются от БФЗ-1 своего канала и двух других каналов. В субблок релейных выходов ПЗ СРВ-2 каж­дого канала сигналы ПЗ-1 и ПЗ-2 передаются от БФЗ-1 своего канала и двух других кана­лов. Эти сигналы управляют реле, находящимися в БФС-1, которые включены таким обра­зом, что сигнал на выходе реализуется по принципу мажоритарной логики «два из трех». Прекращение формирования сигналов АЗ и ПЗ-1 в БФС-1 происходит по директиве опера­тора БЩУ. Размноженные сигналы АЗ, ПЗ-1и ПЗ-2 передаются в КШВ-1.

КШВ-1Д обеспечивает:

- формирование, реализованное на основе мажоритарной логики и выдачу управляю­щих сигналов АЗ по каждому технологическому параметру, полученных от шка­фов формирования сигналов;

- отображение технологической информации и сигнализация первопричины.

Информация о режимах работы ПТК, текущих значениях аналоговых и дискретных входных параметров, архивная информация, диагностическая информация доступны на видеоконтрольных устройствах рабочих станций и рабочего места технолога.

3.3.2 Система УПЗ

Система УПЗ предназначена для повышения динамической устойчивости работы энер­гоблока и обеспечения щадящих режимов работы РУ, находящейся на уровне мощно­сти более 75% Nном, при непредусмотренных отключениях основного оборудования путем быстрого снижения мощности реактора с одновременной коррекцией уровня разгрузки реактора устройством РОМ.

Автоматическая ускоренная предупредительная защита характеризуется быстрым снижением мощности РУ за счет сброса в активную зону первой группы ОР СУЗ и коррек­тирующим снижением мощности РУ устройством РОМ2 до следующих уровней:

- до 50% Nном. при отключении 2-х противоположных ГЦН;

- до 50% Nном. при отключении 1-го из 2-х работающих ТПН;

- до 40% Nном. при отключении 2-х смежных ГЦН;

- до 40% Nном. при закрытии 2-х из 4-х СК ТГ;

- до 40% Nном. при отключении ВНВ-750.

Действие УПЗ осуществляется при мощности РУ более 75% Nном. При мощности РУ менее 75% Nном. сигнал срабатывания УПЗ шунтируется. Шунтирование не распростра­няется на срабатывание УПЗ от ключа «Сброс УПЗ».

Для системы УПЗ используются сигналы со штатных датчиков участвующих в преду­предительных защитах по отключению ГЦН и ТПН. В качестве датчиков сигналов по от­ключению генератора, посадки СК ТГ используются промежуточные реле соответствующих технологических защит.

Оборудование формирования сигналов УПЗ размещено в следующих панелях:

- трех панелях формирования сигналов ПФС-3 (общих с системой ПЗ-1), предназна­ченных для мажоритарной обработки сигналов срабатывания УПЗ;

- одной панели аварийных команд ПАК-2 (общей с системой ПЗ-1), предназначенной для формирования по принципу «2 из 3» команды УПЗ в систему группового и индивиду­ального управления органами регулирования СУЗ;

- одной панели сигнализации первопричины ПСП-2 (общей с системой ПЗ-1), пред­назначенной для формирования и отображения на БЩУ и передачи в УВС сигнала перво­причины срабатывания УПЗ;

- панели контроля неисправностей ПКН-1 (общей с системой ПЗ-1), предназначен­ной для сбора и отображения сигналов неисправностей аппаратуры УПЗ и формирования обобщенного сигнала неисправностей на БЩУ;

- трех панелях 1÷3ШРС (общих с системой ПЗ-1), предназначенных для шунтирова­ния сигналов УПЗ при нейтронной мощности РУ менее 75% Nном и размножения дискрет­ных сигналов СУЗ для передачи их в СВРК, УВС, СРТ.

3.3.3 Устройство РОМ-2

В систему ПЗ-1 входит также устройство разгрузки и ограничения мощности, которое автоматически ограничивает мощность реактора в зависимости от числа включенных ГЦН, ТПН, положения СРК турбогенератора, частоты питающей сети ГЦН, а также в зависимости от того, включен турбогенератор в сеть или нет.

РОМ-2 состоит из трех независимых идентичных каналов, каждый из которых является конструктивно законченным узлом и выполнен в виде отдельной панели. Конструктивно каждая панель выполнена по блочно-модульному принципу. Принцип работы устройства РОМ-2 основан на непрерывном сравнении сигналов по двум алгоритмам:

- сигнала корректированного значения нейтронной мощности Nк с сигналом тепловой мощности Q, значение которой формируется в зависимости от числа включенных ГЦН и частоты питания ГЦН (алгоритм корректировки);

- сигнала корректированного значения нейтронной мощности Nк с заданной уставкой нейтронной мощности Nз, значение которой формируется в зависимости от числа включенного основного технологического оборудования энергоблока и частоты питания ГЦН (алгоритм разгрузки).

Ни один из указанных алгоритмов не имеет абсолютного приоритета. Если выполняется алгоритм разгрузки, выполнение алгоритма корректировки блокируется до окончания процесса разгрузки и наоборот. Сигнал разгрузки РУ устройством РОМ-2 формируется по мажоритарному принципу «2 из 3» и проходит через системы ПЗ-1 и СГИУ, воздействуя на привода ОР СУЗ, начиная с рабочей группы.

Основными функциями, выполняемые устройством РОМ-2 являются:

- разгрузка РУ до мощности, заданной уставкой при отключении определенного технологического оборудования;

- ограничение мощности РУ на уровне, заданном уставкой, при работе определенного технологического оборудования. Ограничение мощности РУ ограничивается на 2% выше уровня уставок разгрузки РУ.

Значения уставок РОМ-2, соответствующие уровням разгрузки тепловой мощности реактора, при отклонении от нормальной эксплуатации технологического оборудования следующие:

- 67% Nном. - при отключении 1-го ГЦН из 4-х;

- 50% Nном. - при отключении 1-го из 2-х работающих ТПН;

- 50% Nном. - при отключении 2-х противоположных ГЦН;

- 40% Nном. - при отключении 2-х смежных ГЦН;

- 40% Nном. - при закрытии 2-х из 4-х СРК ТГ;

- 40% Nном. - при отключении генератора от сети;

- 10% Nном. - при отключении двух ТПН;

- снижение на 10% Nдоп. - при снижении частоты сети питания ГЦН до 49 Гц.

Автоматический регулятор мощности реактора АРМ-5С является составной частью системы регулирования мощности энергоблока совместно с системой ЭГСР и устройством РОМ. Регулирующее устройство АРМ-5С предназначено для поддержания мощности реактора в соответствии с мощностью турбогенератора, стабилизации нейтронной мощности реактора на заданном уровне и поддержания мощности турбогенератора в соответствии с мощностью реактора.

3.3.4 Регулятор АРМ-5С

В процессе работы атомная энергетическая установка неизбежно подвергается раз­личным возмущающим воздействиям. Эти возмущения могут быть как внешние (изменения нагрузки энергосистемы), так и внутренние (плановые или аварийные переключения обо­рудования АЭС и пр.). В связи с этим возникает необходимость в автоматической системе регулирования, которая вырабатывала бы управляющие воздействия на органы управле­ния и таким образом поддерживала АЭУ в заданном режиме работы. Одним из элементов системы регулирования и является регулирующее устройство АРМ-5С.

Автоматический регулятор мощности реактора АРМ-5С является составной частью системы регулирования мощности энергоблока, работающей совместно с системой регу­лирования турбоагрегата и устройством РОМ.

АРМ-5С предназначен для поддержания мощности реактора в соответствии с мощ­ностью турбогенератора, стабилизации нейтронной мощности реактора на заданном уровне и поддержания мощности турбогенератора в соответствии с мощностью реактора.

На энергоблоках ОП ЗАЭС АРМ-5С состоит из двух панелей, имеющих общее обозначение HQ-21. Принцип работы АРМ-5С основан на непрерывном сравнении значений текущего регулируемого параметра (нейтронная мощность реактора, давление пара в главном паровом коллекторе 2-го контура) со значениями параметра, записанными в регуляторе и являющимися для него заданием. АРМ-5С воздействует на ОР СУЗ рабочей группы, приводя изменившийся параметр регулирования к заданному значению.

Устройство АРМ-5С обеспечивает следующие режимы работы:

- режим астатического поддержания нейтронной мощности (режим «Н»);

- режим астатического поддержания теплотехнического параметра воздействием на ОР СУЗ (режим «Т»);

- режим поддержания теплотехнического параметра по компромиссной программе (режим «К»);

- стерегущий режим поддержания теплотехнического параметра воздействием на ОР СУЗ (режим «С»).

Для выполнения основных функций в комплект АРМ-5С входят два регулятора: РРН и РРТ, каждый из которых состоит из трех независимых каналов. Для повышения надежности и помехоустойчивости выходной сигнал каждого регулятора формируется по мажоритарному принципу «2 из 3», т.е. воздействие от регулятора передается на ОР СУЗ только в том случае, если, по крайней мере, два канала из трех выдадут сигнал на перемещение ОР СУЗ в данном направлении.

Канал регулирования мощности реактора по нейтронной мощности РРН предназначен для стабилизации нейтронного потока в ректоре на заданном уровне со статической точностью ± 2% от заданного значения (режим «Н») путем перемещения органов регулирования реактора. Если регулятор работает в этом режиме, то поддержание давления пара перед турбиной при необходимости осуществляется дистанционно или автоматически с помощью системы регулирования турбины.

Канал регулирования мощности реактора по теплотехническому параметру РРТ предназначен для стабилизации теплотехнического параметра (давление пара перед турбиной) на заданном уровне со статической точностью ±0,5 кгс/см² путем воздействия на мощность реактора перемещением ОР (режим «Т»). Поскольку основной причиной изменения давления пара перед турбиной являются колебания мощности, данный регулятор поддерживает тепловую мощность реактора в соответствии с требуемой мощностью турбины. Функциональная схема регулирования мощности реактора устройством АРМ-5С представлена на рисунке 7.

При работе устройства в режиме «С» осуществляется снижение мощности реактора при увеличении значения давления по сравнению с заданным значением. Зона нечувствительности регулятора РРТ для режима «С» - +1 кгс/см². Увеличение мощности реактора при работе регулятора в этом режиме не производится. Включение АРМ-5С в режим «С» осуществляется только из режима «Т».

При работе устройства АРМ-5С в режиме «К» на уровне мощности, меньшей некото­рой тепловой мощности Q₀, осуществляется поддержание постоянного давления в главном паровом коллекторе, а при уровне мощности большей Q₀, осуществляется поддержание постоянной температуры теплоносителя в реакторе.

Примечание - В конструкции регулятора АРМ-5С режим стабилизации давления пара с автоматическим изменением его заданного значения (режим «К») в настоящее время не используется.

Рисунок 7 – Функциональная схема регулирования мощности устройством АРМ-5С

Основными функциями устройства АРМ-5С является поддержание мощности реак­тора в соответствии с мощностью турбогенератора, стабилизации нейтронной мощности реактора на заданном уровне и поддержания мощности турбогенератора в соответствии с мощностью реактора. Устройство АРМ-5С поддерживает нейтронную мощность в диапазоне 3÷110% Nном (режим «Н»), а давление во 2-м контуре в диапазоне 57÷67 кгс/см² (режим «Т»).

Конструктивно АРМ-5С состоит из трех независимых технологических каналов, выход­ные сигналы которых объединены схемой «2 из 3». В каждый канал входят по од­ному устройству РРН и РРТ. Блоки каждого регулятора располагаются в четырех каркасах (три собственно регулятор и один - блоки питания).

Каждый технологический канал АРМ-5С имеет собственные блоки питания, располо­женные в отдельном каркасе.

В каждый канал регулятора реактора по нейтронной мощности поступают аналого­вые сигналы, пропорциональные нейтронному потоку в активной зоне реактора. Эффек­тивная работа АРМ-5С осуществляется на уровне мощности РУ более 5% номинальной.

В каждый канал регулятора реактора по теплотехническому параметру поступает токо­вый аналоговый сигнал по давлению пара в главном паровом коллекторе 2-го контура.

Кроме аналоговых сигналов в АРМ-5С поступают и дискретные сигналы от соответст­вующих устройств, используемые для реализации запретов работы АРМ-5С, а также для пере­ключения режимов работы АРМ-5С.

АРМ-5С обменивается информацией с оборудованием АСУТП энергоблока. Выходные сигналы АРМ-5С используются в СВРК, СРТ, СГИУ, а также по­ступают на БЩУ энергоблока на панель HY-55.

В СВРК поступают поканально дискретные сигналы от АРМ-5С:

- информационный сигнал о воздействии «Б» или «М»;

- информационный сигнал о текущем режиме работы АРМ-5С.

Эти сигналы поступают в измерительную систему ВМПО СВРК «Хортица» или ПТК СВРК-М для реше­ния соответствующих задач по внутриреакторному контролю.

В СРТ поступают с каждого канала АРМ-5С информационные дискретные сигналы о те­кущем режиме работы АРМ-5С («АР», «Н», «Т», «С»).

Одновременная работа АРМ-5С и СРТ в режимах поддержания давления пара во втором контуре не допускается.

В СГИУ подаются команды воздействия на управление ОР СУЗ. Сигнал воздействия на управление ОР СУЗ выдается в СГИУ по схеме «2 из 3». Этот сигнал подается непо­средственно на ту панель группового управления, которая в данный момент переведена в режим работы с АРМ-5С.

3.3.5 ПТК АРМ-РОМ-УПЗ

На энергоблоке №1 вместо оборудования предупредительных защит разработки и изготовления ВНИИЭМ применено новое оборудование «Программно-технического ком­плекса автоматического регулирования, разгрузки и ограничения мощности и уско­ренной предупредительной защиты реактора», в котором сохра­нены в полном объеме все функции старого оборудования.

ПТК АРМ-РОМ-УПЗ предназначен для выполнения следующих основных функций в со­ставе системы управления и защиты энергоблока:

– группа функций АРМ – автоматическое регулирование мощности реактора в ре­жиме поддержания заданного значения плотности нейтронного потока или давле­ния в главном паровом коллекторе, либо в режиме ограничения мощности в зави­симости от давления в главном паровом коллекторе. Данная группа функций обеспечивает формирование выходных управляющих сигналов «БОЛЬШЕ» или «МЕНЬШЕ»;

– группа функций РОМ – ограничение и снижение до безопасного уровня тепловой мощности реактора при её повышении или при отключении основного технологи­ческого оборудования энергоблока - ГЦН, ТПН, СК ТГ и выключателя энергосистемы. Уровень ограни­чения автоматически устанавливается в зависимости от состояния основного тех­нологического оборудования энергоблока. Данная группа функций обеспечивает формирование управляющего сигнала «РАЗГРУЗКА»;

– группа функций УПЗ – формирование и выдача сигналов, инициирующих срабатыва­ние ускоренной предупредительной защиты при неплановых отключе­ниях основного технологического оборудования. Данная группа функций обеспе­чивает формирование сигнала «УПЗ».

ПТК АРМ-РОМ-УПЗ формирует сигналы «РАЗГРУЗКА», «УПЗ», «БОЛЬШЕ», «МЕНЬШЕ», поступающие в иные подсистемы СУЗ и другие информационные и управ­ляющие системы энергоблока, в соответствии с алгоритмами формирования сигналов за­щиты и карты уставок.

Для повышения надежности срабатывания защит, в ПТК АРМ-РОМ-УПЗ реализо­вано три уровня формирования выходных сигналов на основе мажоритарной логики «2 из 3».

Состав технических средств ПТК АРМ-РОМ-УПЗ:

- три шкафа формирования сигналов ШФС-3;

- три шкафа промежуточных клеммников ШПК1-2;

- выходной кроссовый шкаф КШВ-3;

- пульт сигнализации РОМ-УПЗ ПС-РОМ;

- пульт управления и сигнализации АРМ ПУС-АРМ;

- две рабочие станции.

Структурная схема ПТК АРМ-РОМ-УПЗ представлена на рисунке 8.

Рисунок 8 – Структурная схема ПТК АРМ-РОМ-УПЗ

Формирование сигналов «РАЗГРУЗКА», «УПЗ», «БОЛЬШЕ», «МЕНЬШЕ» обеспечива­ется тремя независимыми каналами (тремя ШФС-3) идентичными по своему конструктивному исполнению и выполняемым функциям.

Информация по каждому технологическому параметру вводится от трех независи­мых источников для каждого ШФС-3. Входные сигналы проходят на ШФС-3 через соответ­ствующие три ШПК, которые выполняют функцию сопряжения.

Каждый канал реализован на основе мажоритарной логики (принимая сигналы защит из двух других каналов, на выходе формируются сигналы «два из трех», которые затем по­ступают в КШВ-3).

КШВ-3 реализован таким образом, что ПТК АРМ-РОМ-УПЗ выдаст сигналы «РАЗ­ГРУЗКА», «УПЗ», «БОЛЬШЕ», «МЕНЬШЕ» только в том случае, если эти сигналы будут сформированы хотя бы двумя ШФС-3.

Информация от ШФС-3 по кабелям ETHERNET передается на РС, что позволяет про­вести визуальный контроль информационной и диагностической информации на мони­торе РС.

Рабочие станции обеспечивает выполнение информационных функций в части ото­бражения информации для оперативного персонала, формирования отчетов и обмена ин­формацией с ИВС.

3.3.6 Аппаратура контроля нейтронного потока

Нейтронная мощность ядерного реактора, в зависимости от режима его работы, из­меняется в очень широком диапазоне значений. Для надежного контроля работы реактор­ной установки, в части касающейся плотности потока нейтронов в активной зоне и скоро­сти его изменения, в составе АСУТП энергоблока предусмотрена аппаратура контроля нейтронного потока.

Комплекс технических средств АКНП предназначен для формирования сигнала ней­тронной мощности «Р_N» и периода «Т» реактора ВВЭР-1000 по значению плотности ней­тронного потока и скорости его изменения на всех уровнях мощности реактора.

Комплекс формирует сигналы превышения заданных значений Р и Т, выдает сиг­налы в СУЗ, осуществляет обработку, регистрацию и представление информации опера­тору.

Комплекс АКНП для одного энергоблока состоит из трех независимых систем, кото­рые функционально-автономны в эксплуатации:

- система контроля нейтронного потока для СУЗ, которая состоит из двух незави­симых подсистем (комплектов);

- система контроля перегрузки топлива;

- система контроля нейтронного потока для РЩУ.

На энергоблоках ОП ЗАЭС установлены комплексы АКНП следующих типов:

- АКНП-3;

- АКНП-7;

- АКНП-И;

- АКНП-ИФ.

АКНП-3

Рассмотрим функции и структурную схему комплекса АКНП-3. Структурная схема одного канала комплекса АКНП-3 представлена на рисунке 9.

Рисунок 9 – Структурная схема канала АКНП-3 (канал 2)

Комплекс обеспечивает:

- формирование дискретных сигналов превышения заданных значений Р и Т;

- формирование сигнала переключения диапазонов измерения;

- аналоговое представление на экране блока отображения информации о значении Р и Т, а также значений пороговых уставок по всем каналам;

- выборочное отображение информации на экране о значении Р и Т, на любом из диа­пазонов, в цифровой форме на БВК-14. Выборочное представление информации о значении Р и Т в энергетическом диапазоне мощности реактора на экране цифрового дисплея БВЦ-37. Выборочное представление информации о значении Р по каналам или среднее значение по трем каналам на блоках индикации БИА-01. Регистрацию на приборе РП160-АД текущих значений Р и Т по каналам или среднего значения по трем каналам;

- формирование аналоговых выходных сигналов, пропорциональных Р и Т, предна­значенных для передачи в систему управления и регулирования и в СВРК;

- усреднение по трем каналам информации о Р и Т;

- формирование звукового сигнала, пропорционального плотности потока нейтро­нов в диапазоне источника;

- контроль исправности устройств;

- калибровку измерительных каналов в ручном режиме;

- управление перемещением и контроль положения блоков детектирования.

Рассмотрим конструктивное исполнение и принцип работы системы контроля нейтронного потока для СУЗ.

Система для СУЗ состоит из двух комплектов, в каждый из которых входит три измери­тельных канала. Аппаратура АКНП-3 формирует сигналы превышения заданных значений Р и Т, выдает сигналы в систему АЗ и на регулирование и ограничение мощности РУ в АРМ, РОМ, СВРК, осуществляет обработку, регистрацию и представление инфор­мации оператору на БЩУ.

Весь диапазон измерения плотности нейтронного потока для СУЗ разбит на три под­диапазона: диапазон источника (ДИ), диапазон промежуточный (ДП) и диапазон энергети­ческий (ДЭ). Для обеспечения надежности выполнения защитных функций предусмот­рено перекрытие поддиапазонов измерения в пределах от 1,5 до 2,0 десятичных порядков. Блоки детектирования расположены в каналах, находящихся в зоне «сухой» защиты во­круг реактора. Блоки детектирования одного диапазона расположены в ИК под углами 120° относительно друг друга. Блоки детектирования в ДЭ устанавливаются стационарно по два в одном измерительном канале «сухой» защиты шахты реактора на уровне центра активной зоны. Блоки детектирования ДИ и ДП, при переходе на последующий диапазон, перемещаются из верхнего рабочего положения на уровне центра активной зоны в нижнее нерабочее положение с помощью механизмов перемещения. Сигналы от блоков детектирования трех поддиапазонов усили­ваются и формируются блоках усиления и преобразования для передачи по кабелю связи в устройства накопления и обработки информации УНО, расположенных в пом. АЭ438/1,3. Блоки усиления и преобразования расположены в непосредственной близости от блоков детектирования в пом. А336.

В устройствах накопления информации (УНО) осуществляется преобразование сигналов импульсной формы в аналого­вую, формирование дискретных сигналов аварийной и предупредительной защит, дискретных и аналоговых сигналов для автоматического регулятора мощности реактора АРМ-5С, устройства РОМ и системы внутриреакторного контроля. По сигналам защиты измерительные каналы функционально неза­висимы.

Преобразование сигналов нейтронной мощности и периода реактора, пропорциональных плотности потока нейтронов и скорости его изменения, осуществляется в устройстве преобразования информации, а отображение - на БВК-14 и БВЦ-37. БВК-14 обеспечивает отображение информации на эк­ране в виде гистограмм, одновременно по всем измерительным каналам с указанием значений пороговых уставок, а также выборочное представление информации в цифро­вом виде одного из каналов или усредненного значения по трем каналам работающего диапазона выбранного комплекта АКНП-3. Отрицательный период в каждом комплекте АКНП-3 отображается в виде гистограммы.

Формирование дискретных сигналов АЗ, ПЗ, РМ и переключения диапазонов, а также размножение и усиление сигналов для АРМ, РОМ и СВРК осуществляется в устрой­стве коммутации УКЦ-01.

Дата добавления: 2015-08-18