Система управления и защиты и контроля
Система управления и защиты (СУЗ) реактора предназначена для управления реактором при его пуске, работе на мощности, плановой или аварийной остановке реактора и относится к системе, важной для безопасности. СУЗ является многофункциональной подсистемой АСУ ТП энергоблока.
К управляющей системе безопасности относятся следующие системы и устройства, входящие в СУЗ:
• датчики технологических параметров;
• аппаратура обработки сигналов от датчиков технологических параметров;
• аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП);
• система аварийной защиты (АЗ);
• система предупредительной защиты, включая регулятор ограничения мощности (ПЗ, РОМ);
• система контроля положения органов регулирования;
• система группового и индивидуального управления.
Подробней остановимся на аппаратуре АКНП, системах АЗ и ПЗ и составе основного оборудования СУЗ.
2.4.1. Система АКНП
Система АКНП предназначена для контроля нейтронной мощности и периода изменения нейтронной мощности реактора во всех режимах его работы и относится к управляющей системе безопасности. Аппаратура, входящая в состав АКНП, формирует сигналы
превышения заданных значений периода, мощности, выдает сигналы в систему управления и защиты и в устройство регулирования мощности реактора, осуществляет обработку, регистрацию и представление информации оператору. Система АКНП состоит из трех подсистем, которые функционально автономны в эксплуатации:
• система контроля нейтронного потока для СУЗ;
• система контроля перегрузки (загрузки) топлива;
• система контроля нейтронного потока для РЩУ (резервный щит управления).
Аппаратура АКНП, используемая для управления и защиты реактора, работает в режиме постоянного контроля нейтронного потока, начиная с подкритичного состояния реактора и на всех уровнях его мощности. Аппаратура содержит две независимые подсистемы с парным размещением блоков детектирования в соседних каналах боковых ионизационных камер (БИК). Каждая из подсистем производит сбор и обработку информации в каждом из трех диапазонов по сигналам от блоков детектирования. Весь диапазон измерения плотности нейтронного потока условно разбит на три диапазона: источника (ДИ), промежуточный (ДП), энергетический(ДЭ). Для обеспечения надежности выполнения защитных функций предусмотрено перекрытие диапазонов измерения более, чем на порядок.
Аппаратура для контроля перегрузки (загрузки) топлива (СКП) содержит две группы устройств, состоящих из трех измерительных каналов диапазона источника каждый. Блоки детектирования устанавливаются в «сухих» каналах, размещаемых в выгородке активной зоны реактора после его останова на перегрузку топлива. Предусмотрен контроль низких уровней нейтронного потока звуковым индикатором разгона. Запись показаний во время перегрузки ведется самописцами, расположенными на блочном щите управления БЩУ.
Аппаратура контроля нейтронного потока для РЩУ работает в ждущем режиме и вводится в работу при потере контроля над уровнем нейтронного потока на БЩУ. Эта система осуществляет контроль нейтронного потока только в диапазоне источника и предназначена для контроля подкритичности активной зоны при расхолаживании с РЩУ.
Остановимся несколько подробней на особенностях измерения нейтронной мощности и реактивности с помощью боковых ионизационных камер, входящих в состав аппаратуры АКНП. На рис. 16 показано расположение БИК в реакторе ВВЭР-1000 для 3-го блока Калининской АЭС. БИК располагаются за пределами корпуса реактора в трех секторах активной зоны (в каждом секторе располагается три камеры по высоте реактора) и регистрируют преимущественно нейтроны деления из периферийных топливных сборок на краю активной зоны, расположенных напротив БИК.
Ток, полученный в БИК, прямо пропорционален нейтронной мощности только нескольких ТВС в активной зоне, расположенных напротив ионизационной камеры. Если бы распределение нейтронной мощности по ТВС было всегда неизменным, то, один раз откалибровав токовый сигнал во всех БИК на тепловую мощность реактора в стационарном режиме, можно было бы измерять нейтронную мощность всей активной зоны по изменению тока в БИК.
Однако распределение нейтронной мощности не является постоянным. Особенно сильно оно изменяется при движении различных групп ОР СУЗ. В этом случае возникает большая трудность в интерпретации результатов измерения тока в БИК и в определении нейтронной мощности при ее заметном изменении. Причем, эта трудность не так опасна при измерениях реактивности на минимально-контролируемом уровне мощности, но становится очень неприятной на энергетических уровнях мощности при управлении реактора во время снижения мощности, к примеру – до 40 % номинального значения. В этом случае существует опасность разгрузить реактор до значения тепловой мощности заметно меньшей, значения по показаниям АКНП. При этом турбина может оказаться не в проектном тепловом режиме. Обратим внимание на то, что в современных проектах предусмотрена система автоматического контроля энерговыделения в активной зоне (АКЭ), которая корректирует значение нейтронной мощности, полученной в результате измерений по БИК, с целью устранения вышеописанного дефекта в определении мощности активной зоны.
2.4.2. Функциональное назначение систем АЗ и ПЗ и состав основного оборудования СУЗ
В состав основного оборудования СУЗ входят:
• два независимых комплекта аварийной защиты (АЗ);
• комплект предупредительной защиты (ПЗ);
• система группового и индивидуального управления (СГИУ);
• система контроля и индикации положения органов регулирования (ОР);
• система автоматического регулирования мощности реактора;
• система силового управления приводами;
• система электропитания.
Оборудование СУЗ выполняет следующие функции:
• аварийную защиту реактора путем сброса всех ОР;
• предупредительную защиту путем последовательного движения ОР вниз с рабочей скоростью или запретом движения всех ОР вверх;
• ускоренную предупредительную защиту путем сброса одной группы;
• групповое или индивидуальное управление ОР реактора;
• автоматический переход по жесткому алгоритму с одной группы органов на следующую группу, как при ручном, так и при автоматическом управлении;
• автоматическое шунтирование некоторых сигналов АЗ;
• сигнализацию первопричины срабатывания аварийной и предупредительной защиты;
• автоматическое регулирование мощности реактора;
• индикацию положения ОР на БЩУ, а также выдачу сигналов о положении каждого ОР в систему внутриреакторного контроля СВРК;
• сигнализацию неисправности.
Аварийная защита формирует команду на падение органов регулирования при возникновении аварийной ситуации. По этой команде все извлеченные ОР падают вниз. ОР выполнены таким образом, что штанга с поглотителем подвешена с помощью защелок, удерживаемых электромагнитом. При потере электропитания на катушках электромагнита ОР падают вниз независимо от положения по высоте зоны. В целях повышения надежности предусмотрены два комплекта аппаратуры АЗ. Каждый комплект аппаратура
АЗ выполнен трехканальным, работает по мажоритарному принципу «два из трех», является полностью независимым и размещен в отдельном помещении. На каждый комплект аппаратуры АЗ входные сигналы поступают от трех комплектов датчиков аварийных сигналов, пройдя необходимую обработку в устройстве формирования дискретных сигналов.
Система предупредительных защит предназначена для формирования аварийных команд на запрет повышения мощности реактора или снижения мощности до безопасных пределов. ПЗ предусматривает следующие команды для управления ОР:
• поочередное движение групп ОР вниз с рабочей скоростью до момента снятия аварийного сигнала, при исчезновении сигнала движение вниз прекращается;
• запрет движения ОР вверх, движение вниз разрешается, при исчезновении аварийного сигнала запрет снимается;
• сброс одной группы.
Функции ПЗ реактора также несет устройство разгрузки и ограничения мощности (РОМ). Устройство разгрузки и ограничения мощности реактора (РОМ) предназначено для ограничения тепловой мощности реактора на уровне, задаваемом автоматически в зависимости от числа работающих главных циркулярных насосов (ГЦН) и турбопитательных насосов (ТПН) во втором контуре. Снижение мощности до разрешенного уровня производится путем выдачи устройством РОМ команд на движение рабочей группы ОР вниз. Устройство РОМ структурно включает в себя:
• тракт вычисления тепловой мощности,
• тракт сравнения вычисленной тепловой мощности с нейтронной,
• тракт выработки скорректированного сигнала мощности реактора,
• тракт формирования уставки по мощности,
• тракт сравнения скорректированного сигнала мощности с уставкой по мощности,
• тракт по выработки сигнала воздействия на орган регулирования.
Устройство РОМ получает информацию об уровне нейтронной мощности от АКНП. Устройство РОМ получает также сигналы по перепаду температур на циркуляционных петлях реактора и информацию об отключении ГЦН и ТПН. Устройство РОМ выполнено трехканальным, с выдачей результирующего воздействия по принципу «2 из 3», причем каждый канал конструктивно оформлен в виде отдельной панели, все панели (каналы) абсолютно идентичны.
РОМ должен формировать сигнал ограничения мощности при следующих событиях:
• при частоте электропитания ГЦН большей 49 Гц;
• 102 % N ном. – при четырех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;
• 69 % N ном. – при трех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;
• 52 % N ном. – при четырех работающих ГЦН и одном работающем ТПН;
• 52 % N ном. – при двух работающих ГЦН в противоположных петлях и двух работающих ТПН или при одном работающем ТПН;
• 42 % N ном. – при двух работающих ГЦН в смежных петлях и хотя бы одном работающем ТПН;
• при снижении частоты на трех из четырех секциях электропитания ГЦН до 49 Гц уровень ограничения мощности снижается до 0,9 номинального уровня, определенного в зависимости от количества работающих ГЦН и ТПН при номинальной частоте электропитания.
Автоматический регулятор мощности (АРМ) реактора предназначен для приведения мощности реактора в соответствие с мощностью турбогенераторов и поддержания нейтронной мощности реактора по сигналам аппаратуры контроля нейтронного потока АКНП. Для реакторов типа ВВЭР автоматический регулятор мощности обеспечивает следующие основные режимы работы:
• режим поддержания постоянного давления пара перед регулирующими клапанами турбины (Р2К = const);
• режим поддержания постоянной нейтронной мощности в реакторе (режим "Н").
Устройства группового и индивидуального управления ОР выполняют следующие функции:
• одновременное перемещение вверх или вниз в заданной последовательности органов регулирования, объединенных в фиксированные группы, которые управляются от автоматического регулятора мощности или от оператора при ручном управлении;
• стоянка в любом положении по высоте активной зоны;
• сброс всех ОР при срабатывании АЗ;
• поочередное движение вниз групп ОР с рабочей скоростью , начиная с последней по сигналу предупредительной защиты ПЗ-1 (при снятии ПЗ-1 движение прекращается);
• введение запрета на движение ОР вверх при поступлении сигнала предупредительной защиты.
Система контроля положения ОР обеспечивает:
• индикацию положения ОР;
• формирование дискретных сигналов, соответствующих конечным и промежуточным положениям ОР;
• формирование сигнала падения ОР;
• формирование сигнала о неисправности системы контроля положения ОР.
2.4.3. Системы контроля и радиационной защиты
Одной из основных систем контроля в реакторах ВВЭР-1000 является система АКНП. О ней было подробно рассказано выше.
Другой не менее важной системой контроля является система внутриреакторного контроля – СВРК. СВРК является системой нормальной эксплуатации важной для безопасности. Система ВРК предназначена для обеспечения безопасной и экономичной эксплуатации реактора на энергетическом уровне мощности. Важность системы для целей радиационной безопасности обусловлена тем, что при маневрировании тепловой мощностью активной зоны при сбросе и увеличении нагрузки, либо при кратковременных неполадках в работе основного оборудования (ПГ, ГЦН и т.д.) происходят колебания нейтронной мощности, вызванные ксеноновыми процессами. При этих колебаниях объемный коэффициент неравномерности может значительно увеличиваться, оболочка твэлов перегреваться, и возможно увеличение числа микротрещин в оболочке твэлов, что приводит к повышению выхода радиоактивных продуктов из ТВЭЛ в теплоноситель и повышению радиационного фона на АЭС. При повышении неравномерности распределения локальной мощности по объему зоны выше допустимых значений, при которых возможна разгерметизация твэлов, система вырабатывает предупредительный сигнал о необходимости снижения интегральной мощности реактора. Опыт эксплуатации ВВЭР-
1000 показал, что при снижении мощности до 70 % номинального значения масштабы ксеноновых колебаний и вероятность разгерметизации твэлов резко уменьшается. Поэтому при возникновении локальных колебаний мощности с превышением допустимых значений реактор, как правило, переводят на 70 % номинальной мощности. В настоящее время СВРК в автоматическом режиме вырабатывает предупредительный сигнал об уровне снижения мощности.
СВРК выполняет следующие функции:
• сбор, обработку и представление оператору на БЩУ обобщенной информации о текущем состоянии реакторной установки и сигнализацию о выходе параметров за допустимые пределы;
• регистрацию информации для получения протоколов и сводок;
• накопление данных, для ведения истории работы реактора;
• обмен данными с информационно-вычислительной системой блока (ИВС);
• контроль работоспособности и диагностику неисправностей оборудования СВРК.
СВРК обеспечивает выполнение перечисленных функций в режиме нормальной эксплуатации, в режимах с нарушениями нормальной эксплуатации и аварийных режимах.
СВРК обеспечивает:
• контроль температуры в петлях ГЦК с погрешностью 0.5 °С, на выходе из кассет с погрешностью 1.0 °С;
• расчет тепловой мощности реактора с погрешностью ±2 % номинального значения;
• расчет распределения энерговыделения в активной зоне с погрешностью 5 % для 12 ТВС с максимальной тепловой нагрузкой. Кроме этого, получаемая от внутриреакторного контроля информация используется оператором:
• при выборе регулирующей группы СУЗ;
• при выравнивании поля энерговыделения по активной зоне;
• для управления борным регулированием;
• для текущей индикации и регистрации информации о состоянии активной зоны;
• для накопления и хранения информации о медленно изменяющихся параметрах с учетом всех изменений режима работы установки;
• для выдачи предупредительных и аварийных сигналов. СВРК состоит из следующих основных частей;
• датчиков первичной информации;
• линий связи и вспомогательных устройств;
• информационно-измерительной электронной аппаратуры;
• вычислительного комплекса;
• программного обеспечения.
В состав датчиков первичной информации входят внутриреакторные датчики нейтронного потока и датчики температуры на выходе из активной зоны. А также датчики температуры в холодных и горячих нитках ГЦК, датчики давления, по показаниям которых определяется перепады на ГЦН, на ПГ и на активной зоне и др. Кроме этого в СВРК поступает ряд сигналов от станционных датчиков из других систем.
В состав СВРК входят два комплекта информационноизмерительной электронной аппаратуры (два вычислительных комплекса) и программное обеспечение. При нормальном функционировании оба комплекта аппаратуры осуществляют сбор и
передачу в вычислительный комплекс (ВК) системы значений сигналов датчиков для последующей обработки и выдачи результатов расчета на внешние устройства ВК и дисплеи аппаратуры.
В качестве мер по модернизации СВРК было намечено выполнение нижеперечисленных мероприятий, часть из которых уже выполнена.
• Разработать и внедрить в эксплуатацию конструкцию «мокрых» КНИ, в состав которых должны входить:
• малоинерционные микро-термопары на входе и выходе активной зоны, горячие спаи которых должны омываться непосредственно теплоносителем;
• родиевые (Rh) детекторы прямой зарядки с увеличенной долей «мгновенной» составляющей тока для уменьшения инерционности ДПЗ.
• Провести модернизацию системы внутриреакторного контроля с целью увеличения вычислительных ресурсов, надежности и быстродействия выполняемых функций в части выдачи сигналов защиты от локальных перегревов. Сигналы формируются по данным датчиков измерения нейтронного потока, и, независимо, по данным датчиков температуры.
• Включить в состав системы ВРК системное программное обеспечение, в среде которой функционирует прикладное /специальное/ программное обеспечение для уменьшения инерционности ДПЗ (с 20 до 2 с) и визуализации всех необходимых полевых характеристик активной зоны и выдачи предупредительных сигналов по превышению локальных нагрузок и изменению интегральной мощности.
В настоящее время СВРК входит в состав системы контроля, управления и диагностики (СКУД). Помимо решения задач СВРК, СКУД служит для получения и представления оператору информации о температуре в трубопроводах и оборудовании первого контура, о термомеханическом состоянии оборудования первого контура и о его прочностных нарушениях. В СКУД также входит новая система определения нейтронной мощности реактора (КОРТ), основанная на регистрации излучения от радиоактивного азота в теплоносителе, которая позволит в перспективе устранить трудности в интерпретации результатов измерения нейтронного потока в БИК и уточнить значение тепловой мощности активной зоны.
Другой системой контроля является система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (КГО). Данная система служит:
• для определения герметичности тепловыделяющих элементов активной зоны в работающем реакторе по осколочной активности теплоносителя. Пробы теплоносителя периодически отбираются и анализируются по отдельным продуктам деления (радионуклидам благородных газов, йода, цезия). Периодический контроль на работающем реакторе необходим для общей оценки состояния оболочек твэлов в активной зоне и прогнозирования этого состояния;
• для определения герметичности тепловыделяющих элементов каждой ТВС по удельной активности теплоносителя. Пробы теплоносителя отбираются от ТВС после останова реактора и анализируются по отдельным продуктам деления (радионуклидам йода, цезия).
Предусмотрено два вида контроля герметичности оболочек (КГО) твэл – на работающем и остановленном реакторе. КГО ТВЭЛ на работающем реакторе является составной частью автоматической системы радиационного технологического контроля
(АСРТК) блока АЭС. КГО на работающем реакторе предназначена для проведения квазинепрерывного и периодического контроля динамики радиоактивности основных радионуклидов продуктов деления (ПД: группа благородных газов, йод и цезий) в теплоносителе первого контура. Это позволяет определить момент разгерметизации оболочек твэлов на работающем реакторе и провести оценку количества негерметичных твэлов в активной зоне реактора в процессе текущей кампании. В соответствии с ПБЯ-89, для обеспечения безопасной эксплуатации реактора, нормируется количество и степень разгерметизации твэлов в активной зоне. Эксплуатационный предел повреждений твэлов за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой проницаемости оболочек не должен превышать 0,2 % твэл и 0,02 % твэл при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем. При этом удельная активность теплоносителя по сумме радионуклидов йода (131-135) составит 3,7 Бк/кг. Расчет выхода активности производится для максимально напряженного ТВЭЛ с расходом теплоносителя на внутриконтурную очистку – 30 т/ч.
При достижении эксплуатационного предела повреждений твэл реактор должен быть планово остановлен и проведен контроль всех ТВС активной зоны. После этого принимаются меры для снижения радиоактивности теплоносителя в первом контуре в последующих кампаниях ниже допустимых значений. Контроль ТВС на остановленном реакторе проводят на стенде обнаружения дефектных сборок (СОДС) по результатам анализа основных радионуклидов ПД в водной пробе. При штатном методе КГО твэл на остановленном реакторе проводят настаивание (выдержку) контролируемой ТВС в пенале при переменном давлении с циркуляцией воды по контуру стенда и измерением водной пробы на содержание радионуклидов йода-131 и цезия-134 или цезия-137. Измерение удельной активности основных радионуклидов (иода-131 и цезия-134) в пробах воды из контура стенда КГО осуществляется на спектрометрической установке. Весь цикл КГО для одной ТВС составляет 30 минут. Стенд предназначен для эффективной отбраковки, в первую очередь, сборок с негерметичными топливными элементами с открытым контактом теплоносителя с ядерным топливом.
Критерием индивидуальной отбраковки (досрочной выгрузки из активной зоны реактора) является повышенное значение излучения от радионуклида иода-131 в пробе воды из контура циркуляции пробно-отборной части СОДС (не менее 35 Бк/кг), с учетом пересчета активности к моменту останова реактора.
Аппаратура, применяемая для периодического контроля активности теплоносителя на работающем реакторе и на остановленном реакторе, одна и та же. Она размещается в радиохимической лаборатории.
Кроме систем контроля на АЭС имеются и системы диагностики, которые осуществляют контроль прочности металла и сварных соединений, особенно для корпусного оборудования, после останова реактора и при работающем реакторе. После останова реактора могут быть выявлены повреждения (дефекты) в основном металле, в сварных соединениях, на поверхности теплообменных труб парогенераторов и т.д. Контроль при работающем реакторе позволяет обнаружить аномалии в работе оборудования (вибрацию оборудования, изменение показаний от датчиков нейтронно-физических и технологических параметров, акустические шумы, течи). Используются также результаты радиационно-технологического контроля и телевизионного контроля. Система режимной диагностики контролирует параметры, определяющие безопасность эксплуатации РУ, а также остаточный ресурс.
Несколько слов о системе радиационной защиты. Система радиационной защиты предназначена для поддержания уровней излучений возле оборудования РУ и в помещениях, примыкающих к реактору, в пределах проектных значений. А также система предназначена для принятия организационно-технических мер, направленных на снижение облучения персонала. В целом система радиационной защиты представляет собой набор защитных барьеров на пути распространения радиоактивности и излучений. Система радиационной защиты полностью состоит из пассивных элементов.
Реактор устанавливается в бетонной шахте, которая является одновременно биологической защитой и опорной конструкцие