Системы автоматического управления и контроля являются неотъемлемой частью современных атомных электростанций и играют важную роль в обеспечении их надежной и безопасной работы. Современные САУ на АЭС служат для автоматического управления технологическими процессами и автоматического контроля параметров и режимов работы оборудования атомной электростанции. Особенностью систем для атомных электростанций является их разнообразие по применяемым в них техническим решениям. Все САУ и оборудование, используемые на АЭС, условно можно разделить на два вида: системы и оборудование, реализующие транспортно-технологические операции; системы, осуществляющие контроль, управление и информационную поддержку в установках, реализующих технологические процессы. Такие системы имеют, как правило, распределенную трехуровневую структуру:
нижний уровень — датчики, исполнительные механизмы и устройства связи с объектом;
средний уровень — оборудование, содержащее программируемые логические контроллеры (ПЛК) и выполняющее контроль и управление технологическим процессом;
верхний уровень — пульты управления, рабочие места операторов.
Одной из современных систем для атомных электростанций является система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки атомной электростанции (САКОР). Она предназначена для:
выявления неблагоприятных нагружающих факторов от перемещения оборудования, термоударов, термопульсаций теплоносителя и оптимизации эксплуатационных режимов;
контроля напряженного состояния зон выявленных повреждений кармана коллектора парогенератора;
оказания технической поддержки персоналу атомной электростанции при выявлении неблагоприятных нагружающих факторов;
оперативной оценки накопленного усталостного повреждения в случае непроектного протекания режимов путем проведения расчетов;
контроля накопленного усталостного повреждения и оценки остаточного ресурса корпуса реактора с крышкой, компенсатора давления, парогенераторов, главных циркуляционных трубопроводов, трубопроводов системы компенсации давления.
Контроль осуществляется на основе непрерывного сбора информации о текущих параметрах эксплуатации реакторной установки и периодического расчета накопленного усталостного повреждения с оценкой остаточного ресурса металла трубопроводов и оборудования реакторной установки в контрольных (наиболее повреждаемых по проектным расчетам) точках. Под накопленным усталостным повреждением понимается усталостное повреждение в результате циклических нагрузок.
Кроме того, осуществляется автоматизированная подготовка и выдача документированной информации о текущем техническом состоянии элементов и узлов оборудования реакторной установки, их циклической повреждаемости на заданный момент времени; обеспечивается возможность прогноза выработки ресурса в процессе эксплуатации.
Структура системы автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки атомной электростанции (САКОР) включает:
штатные датчики технологического контроля, от которых (через сервера ИВС и ЛВС) САКОР получает необходимую информацию;
первичные датчики линейного перемещения на гидроамортизаторах;
датчики уровня масла в расширительных бачках гидроамортизаторов;
первичные датчики термоконтроля с узлами крепления на трубопроводах;
линии и устройства связи датчиков с устройством информационно-измерительным (УИИ);
линии и устройства связи вычислительного комплекса (ВК) системы контроля технологических параметров парогенератора (СКТП ПГ) и ВК САКОР с УИИ;
линии и устройства связи ВК СКТП ПГ и ВК САКОР с ЛВС;
устройство информационно-измерительное, состоящее из семи отдельных ящиков с блоками управления, и оснащенное блоками приёма сигнала от термометров сопротивления, от датчиков линейного перемещения и от датчиков уровня, технологическим компьютером для калибровки и настройки каналов совместно с прикладным программным обеспечением, программой функционирования УИИ и двумя блоками управления.
В состав программного обеспечения САКОР входят:
системное программное обеспечение на базе операционной системы CentOS 5.4, включая диагностическое программное обеспечение технических средств;
ПО приема-передачи информации в ВК СКТП ПГ от ЛВС и УИИ;
ПО выявления непроектных перемещений оборудования реакторной установки;
прикладное ПО САКОР под ОС Linux;
программное обеспечение диагностики оборудования;
прикладное ПО САКОР под ОС Windows для экспертного анализа режимов эксплуатации с графическими функциями;
программное обеспечение для обслуживания УИИ.
Для выполнения системой своих функций ВК СКТП ПГ и ВК САКОР должны получать информацию по показаниям датчиков, предусмотренных в составе системы внутриреакторного контроля (СВРК) и штатных датчиков технологического контроля ИВС. Для этой цели должно использоваться штатное оборудование энергоблока:
штатные датчики давления, температуры, расхода теплоносителя, перемещения оборудования, поверхностные термопары, датчики положения арматуры и уровня, установленные на контролируемом оборудовании;
систему коммутации между штатными датчиками и серверами СВРК, ИВС.
Информация поступает с датчиков в сервера СВРК и ИВС, и через ЛВС в ВК СКТП ПГ и ВК САКОР.
На рис. 1 представлена схема информационных потоков САКОР.
Сигналы от датчиков САКОР принимаются УИИ, преобразуются в цифровой код и передаются по параллельным каналам в два сервера ВК СКТП ПГ. Цикл сбора информации УИИ составляет 1 с. Для передачи информации в ВК СКТП ПГ УИИ формирует пакет данных, включающий как аналоговые сигналы, полученные от датчиков термоконтроля САКОР, первичных датчиков линейного перемещения, так и дискретные сигналы датчиков уровня масла в расширительных бачках гидроамортизаторов. Сформированный пакет данных передается с циклом в 1 с. Информация с поверхностных термопреобразователей сопротивления на хомутах на оборудовании передается на ВК САКОР через УИИ.
Программы на сервере ИВС, формирующие пакеты данных для передачи в ВК САКОР, должны производить выборку из своих баз данных показаний только тех датчиков, которые необходимы для работы САКОР (по предварительно разработанному перечню штатных датчиков).
Рис. 1. Схема информационных потоков САКОР
Модуль приема информации на ВК СКТП ПГ вызывает ПО выявления непроектных перемещений оборудования РУ, передавая необходимые параметры в режиме on-line, создает базу данных по показаниям штатных датчиков в специализированной директории на сервере САКОР в виде файловой структуры. Информация за каждые сутки заносится в отдельный файл, которому присваивается имя, соответствующее дате этих суток.
Расчет нагружающих факторов на оборудование и трубопроводы включает расчет давлений, температуры и расходов. Каждому нагружающему фактору присвоен свой идентификатор. Для оборудования реакторной установки данная задача решается с использованием штатных датчиков перемещений, установленных на гидроамортизаторах парогенераторов.
Расчет напряжений в контрольных точках проводится с использованием базы функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов. На первом этапе составляется перечень критических элементов и узлов основного оборудования и трубопроводов первого контура реакторной установки с точки зрения проектного усталостного циклического повреждения, и выбираются точки, подлежащие контролю в рамках определения остаточного ресурса. Первоначально выбор критических узлов и контрольных точек проводится на основе анализа результатов поверочных проектных расчетов. Контрольные точки на сварных соединениях трубопроводов с обнаруженными несплошностями в процессе предэксплуатационного и эксплуатационного контроля подлежат контролю по критерию усталостного роста дефектов.
В САКОР предусмотрены сервисные функции показа перечня контрольных точек с указанием нагружающих параметров, используемых для их расчета, и перечня с описанием всех нагружающих параметров, используемых САКОР. Каждое из этих напряжений можно просмотреть с использованием графического модуля САКОР, выбрав его по идентификатору.
Литература:
- Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ -88/97.
- Александров А. А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. Справочник / А. А. Александров, Б. А. Григорьев. — М.: Издательство МЭИ, 1999.
- Система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки. Методика расчета нагружающих факторов. ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2015.
- Система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки. Методика расчета перемещений. ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2015.
- Система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки. Состав выходных данных. ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2015.
