Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000 - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

11.3. СИСТЕМА КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ
Система контроля, управления и защиты оборудования энергетического блока с ВВЭР-1000 наряду со ставшими традиционными для ВВЭР проектными и конструкторскими решениями имеет ряд особенностей, обусловленных как большей мощностью блока, так и появлением новой элементной базы для реализации этой системы.
Главной особенностью блока с ВВЭР-1000 является наличие развитой информационно-вычислительной системы (ИВС, см. рис. 11.7) на основе управляющих вычислительных машин третьего поколения. Эта система осуществляет сбор, хранение и обработку данных от нескольких тысяч датчиков, установленных на основном и вспомогательном оборудовании блока, и обеспечивает представление необходимой информации эксплуатационному персоналу.

Структура информационно-вычислительной системы энергоблока с ВВЭР-1000
Рис. 11.7. Структура информационно-вычислительной системы энергоблока с ВВЭР-1000 V блока НВАЭС

Эта система имеет нижний и верхний уровни. На нижнем уровне находится информационная подсистема на базе машины централизованного контроля М-60, производящая циклический опрос всех подключенных датчиков от реактора, 1-го и 2-го контуров и электрического оборудования блока, преобразование сигналов для их последующей передачи на цифровые и показывающие приборы (ППМ) щита управления спецводоочистки и блочного щита управления и передачу информации в вычислительную подсистему М-7000. Подсистема М-60 имеет уставки для различных типов датчиков с сигнализацией о выходе показаний датчиков за их пределы.
На верхнем уровне ИВС находится вычислительная подсистема на базе двух управляющих электронных вычислительных машин типа АСВТ М-7000. Информационно-вычислительная система может работать в нескольких режимах в зависимости от режима работы энергоблока и ИВС. В стационарном режиме работы производится опрос всех работоспособных датчиков, подключенных к ИВС, выдача результатов на электронно-лучевые индикаторы (ЭЛИ) типа «Орион», дисплейные модули ДМ-2000 и устройства печати, установленные на БЩУ; выводится информация о фактическом состоянии оборудования блока и параметрах его работы, включая состояние контрольно-измерительных приборов; проводится расчет необходимых для эксплуатации параметров, в том числе технико-экономических показателей энергоблока. При работе ИВС в этом режиме одна ЭВМ М-7000 является рабочей, а другая — контролирующей. Рабочая ЭВМ управляет работой информационной подсистемы М-60, контролирует достоверность информации, передаваемой из М-60 в М-7000, и выполняет все необходимые оперативные расчеты.

Контролирующая ЭВМ осуществляет контроль работоспособности рабочей ЭВМ и выполняет неоперативные расчеты. По окончании опроса всех датчиков подсистема М-60 переводится в автономный режим и вычислительная подсистема проводит необходимые расчеты. Обращение вычислительной подсистемы М-7000 к информационной подсистеме М-60 в стационарном режиме работы реактора осуществляется циклами с периодом 20 — 30 мин. 
При необходимости получения дополнительной информации о работе оборудования оператор может вмешаться в работу вычислительной подсистемы в любой момент времени. В переходных режимах работы блока вычислительная подсистема М-7000 чаще опрашивает информационную подсистему М-60 (каждые 5 — 7 мин) за счет уменьшения объема вычислений. При появлении сигналов аварийной защиты ИВС прерывает выполнение текущих задач и производит регистрацию всех необходимых параметров. в целях обеспечения возможности восстановления картины аварийного процесса и установления первопричины их появления.
Параллельно с информационной подсистемой М-60 и вычислительной подсистемой М-7000 ИВС энергоблока с ВВЭР-1000 имеет систему внутриреакторного контроля СВРК-01, которая отчасти их дублирует и в то же время может работать автономно. Аппаратура СВРК обеспечивает сбор, хранение, обработку и предоставление информации о работе реакторной установки ВВЭР-1000. Система внутриреакторного контроля имеет нейтронные измерительные каналы, установленные в 31 тепловыделяющей сборке (см. рис. 3.11).
При нормальной работе ИВС система внутриреакторного контроля использует вычислительную подсистему М-7000 для расчета в основном нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реактора и реакторной установки, в том числе запасов реактивности, энерговыделения по объему активной зоны, запасов до кризиса теплообмена и т. п. В случае полного отказа информационной и вычислительной подсистем ИВС система СВРК обеспечивает получение данных о тепловой мощности реактора, расходе теплоносителя через реактор, распределении энерговыделения по объему активной зоны и т. п. в автономном режиме.
ИВС энергетического блока с ВВЭР-1000 — фактически автоматизированная система управления технологическим процессом, составной частью которой является человек-оператор. Наряду с ней на V блоке имеется ряд автоматических систем, таких как автоматический регулятор мощности АРМ-5М, автоматическая система управления турбиной АСУТ-500 и т. д.
Функции автоматического регулятора мощности, применяемого на блоке с ВВЭР-1000 V блока НВАЭС, практически такие же, как и на блоках с ВВЭР-440. Однако наличие более мощного оборудования и новые конструкторские решения потребовали создания целой системы регулирования. Автоматический регулятор мощности работает совместно с электрогидравлической системой регулирования турбин (ЭГСР), являющейся составной частью АСУТ-500, и регулятором разгрузки и ограничения мощности (РОМ). Регулирующее воздействие на реактивность активной зоны передается через аналоговое устройство управления линейно-шаговыми приводами механических органов СУЗ «Пролог». Линейно-шаговые приводы органов СУЗ (ЛШП) обеспечивают перемещение кластеров в тепловыделяющей сборке с рабочей скоростью 2 ±0,1 см/с шагами по 4 ±0,11 см с помощью системы электромагнитов. Информация о нейтронной мощности реактора поступает от ионизационных камер, расположенных вне корпуса реактора в сухой защите (см. рис. 3.11). Режим работы ЭГСР задается автоматическим регулятором мощности. В свою очередь регулятор разгрузки и ограничения мощности, являющийся задатчиком мощности для АРМ, определяет допустимую мощность реактора в зависимости от количества работающих ГЦН и перепада температуры теплоносителя на реакторе. Допустимая мощность реактора может быть скорректирована по данным ИВС.
Структура аварийной защиты ВВЭР-1000 V блока НВАЭС в принципе аналогична применяемой на ВВЭР-440. Сигналы аварийной защиты разделены на четыре рода. При прохождении сигнала АЗ I рода происходит обесточивание электромагнитов ЛШП и кластеры под действием силы тяжести опускаются вниз. Время опускания кластеров из крайнего верхнего в крайнее нижнее положение составляет 3 — 4 с. При появлении сигнала АЗ II рода группы кластеров СУЗ, начиная с управляющей, в заданной последовательности опускаются вниз с рабочей скоростью. В отличие от АЗ I рода действие АЗ II рода может быть прекращено при снятии сигнала первопричины. Прохождение сигнала АЗ III рода вызывает опускание управляющей группы кластеров СУЗ на 20 см, после чего делается выдержка длительностью 5 мин. Если по истечении этого времени сигнал АЗ III рода не снят, движение группы кластеров вниз продолжается в таком же режиме. После полного опускания управляющей группы начинает двигаться предыдущая в порядке взвода группа кластеров СУЗ и т. д. В отличие от остальных АЗ IV рода является предупредительной защитой, действие которой проявляется в запрете подъема вверх управляющей группы. Системы контроля, управления и защиты энергоблоков ВВЭР продолжают совершенствоваться с учетом накопленного опыта эксплуатации. Серийные энергоблоки ВВЭР-1000, впрочем, как и унифицированные энергоблоки ВВЭР-440, оснащены широко развитой автоматизированной системой управления технологическими процессами (АСУ ТП энергоблока), входящей составной частью в единую станционную АСУ ТП АЭС.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети