- •Автоматизированные системы управления технологическими процессами на атомной станции
- •Общие положения
- •1.1. Общие понятия и определения
- •1.2. Виды асу
- •2. Технические средства автоматизированной системы управления технологическим процессом на энергоблоке и аэс (асу тп эб и аэс)
- •2.1. Характеристика аэс и эб как технологических объектов управления
- •2.1.1. Особенности энергоблока аэс как объекта автоматизации
- •2.1.2. Методы управления энергоблоком
- •2.1.3. Основные требования технических объектов управления (тоу) к асу тп аэс.
- •2.2. Управление аэс и энергоблоком
- •2.2.1. Уровни управления аэс и энергоблоком
- •2.2.2. Функции асу тп аэс
- •2.2.3. Особенности структуры систем управления
- •Подсистемы асу
- •2.2.6. Система внутриреакторного контроля (сврк)
- •2.2.6.1. Общие сведения о системе
- •2.2.6.2. Основные технические характеристики сврк.
- •2.2.6.3. Оборудование сврк
- •2.2.6.3.1. Внутриреакторные преобразователи параметров
- •2.2.6.3.2. Преобразователи параметров основного оборудования
- •2.2.6.3.3. Линии связи, кабели, проходки
- •2.2.6.3.4. Устройства компенсации температуры холодных спаев термопар
- •Электронная аппаратура сврк
- •Математическое и программное обеспечение сврк
- •2.2.6.6. Математическое обеспечение аппаратуры сврк
- •Xjмин Xij Xjмакс,
- •2.2.6.7. Математическое обеспечение вычислительного комплекса (вк) сврк
- •2.2.6.8. Программное обеспечение аппаратуры сврк
- •2.2.6.9. Особенности монтажа, пуска, эксплуатации сврк
- •2.2.6.10. Особенности проведения пусконаладочных и испытательных работ на сврк
- •2.2.6.11. Диагностика работоспособности подсистем сврк в процессе эксплуатации
- •2.2.6.12. Особенности сврк других типов реакторов
- •2.2.7. Исполнительные механизмы
- •2.2.8. Типовые каналы измерения и управления
- •2.2.9. Особенности метрологического обеспечения асу тп
- •Главный инженер аэс
- •Начальник отдела- главный метролог
- •2.2.9.1. Погрешности эвм
- •2.2.9.2. Компьютерная безопасность
- •3. Оператор в асу тп аэс
- •3.1. Обязанности оперативного персонала
- •3.2. Состав и функции оперативного персонала
- •3.3. Щиты управления аэс
- •3.3.1. Блочный щит управления
- •3.3.2. Средства отображения информации
- •3.4. Человеческий фактор в асу тп аэс
- •3.4.1. Автоматизированные системы информационной поддержки операторов аэс
- •3.4.2. Действия операторов по управлению энергоблоком с ввэр-1000.
- •Заключение
- •Список литературы
2.2.6.6. Математическое обеспечение аппаратуры сврк
Для обеспечения оператора необходимой информацией в аппаратуре СВРК реализованы алгоритмы предварительной обработки сигналов, входящих в аппаратуру СВРК, включая опрос сигналов, их предварительную обработку и сглаживание, а также алгоритмы расчета основных контролируемых параметров и сравнение их значений с отбраковочными и режимными уставками. Количество параметров, определяемых в МПО аппаратуры, превышает 40. Среди них мощность электрическая и определяема по параметрам 1-го и 2-го контуров, по сигналам ионизационных камер и ДПЗ, по петлям, расход теплоносителя и т.д.
Предварительная обработка сигнала
Предварительная обработка – отбраковка - сигналов производится в соответствии с формулой
Xjмин Xij Xjмакс,
где Xij – значение j-параметра в i-группе однородных сигналов, Xjмин и Xjмакс - минимальное и максимальное значение для j-группы однородных параметров, которые устанавливают, исходя из максимального диапазона изменения параметров этой группы при любых режимах работы реакторной установки.
Сглаживание прошедших отбраковку сигналов проводят по формуле
(ti)
= aK[Xj(ti)
-
(ti-1)]
+
(tj-1),
где Xj(ti) и (ti) – измеренное в момент времени ti значение параметра и его сглаженное значение, aK –коэффициент, постоянный для К-группы сигналов, который определяет постоянную времени сглаживания, он может оперативно изменяться.
Алгоритмы расчета физических величин по показаниям преобразователей
и определения основных расчетных параметров
Физические величины (температура по показаниям термоэлектрических преобразователей и термопреобразователей сопротивления, энерговыделения по показаниям ДПЗ) определяются на основании градуировочных характеристик преобразователей. Переход к соответствующим физическим величинам Yj по прошедшим предварительную отбраковку нормированным сигналам Xj производится по формуле
Yj = aj Xj,
где aj – коэффициент, который определяется из паспортных данных соответствующего преобразователя.
Тепловая мощность реактора по параметрам 1-го контура определяется по следующей формуле
N1
=
jGj(iгj
– iхj)
+ N
,
где Dj, N - постоянные коэффициенты, учитывающие теплопотери и другие факторы, Gj – расход теплоносителя через j-ю петлю (всего – 4 петли) первого контура, iгj и iхj - энтальпии (теплосодержания) в горячей и холодной нитках j-ю петли первого контура. Энтальпия i = СPt, где СР и t – теплоемкость и температура теплоносителя. Энтальпия воды определяется по Таблицам свойств термодинамических свойств воды и водяного пара.
Как было сказано ранее, на реакторах типа ВВЭР расход теплоносителя первого контура непосредственно не измеряется. Поэтому этот расход находится по эмпирическим формулам F1 и F2 с учетом частоты питания f электродвигателя главного циркуляционного насоса (ГЦН) и измеряемого перепада давления ΔP на нем.
Если ГЦН петли работает, то F1(f, ΔP), если ГЦН отключен, то обратный расход теплоносителя Gj = F2(ΔP). Вид функций F1 и F2 определяется в процессе экспериментальных исследований насосов.
Тепловая мощность реактора по параметрам 2-го контура определяется по аналогичной формуле. Ее отличие от формулы для первого контура заключается, во-первых, в том, что учитывается энтальпия не только воды, но и водяного пара, и, во-вторых, расход теплоносителя в петлях второго контура измеряется непосредственно.
N2
=
G
[i
(1-x)
+ i
x
- i
]
+ N
,
где Pj, N - коэффициенты, определяемые во время пусконаладочных работ, х – весовая доля пара, G - расход питательной воды в j–й парогенератор, i - энтальпия водяного пара на линии насыщения, i - энтальпия воды на линии насыщения, i - энтальпия питательной воды.
Тепловая мощность реактора по сигналам ДПЗ определяется по формуле
NДПЗ
= А
,
где А – постоянный коэффициент, который постоянно пересчитывается в ВК с учетом изменения градуировочных характеристик ДПЗ, n – общее число ДПЗ, m – число отбракованных ДПЗ, qij – показания отдельных ДПЗ, 7 – число ДПЗ на одном канале, 64 – число каналов.
Оценка тепловой мощности реактора по показаниям ионизационных камер производится по аналогичной формуле со своими численными значениями членов ряда и постоянным коэффициентом.
Аналогичным образом оценивается тепловая мощность топливных кассет, в которых установлены каналы нейтронных измерений КНИ.
