Изменение мощности энергоблока в режиме рдм осуществляется:
а) с панели В210. Для изменения величины уставки необходимо, нажатием кнопки "N" ячейки N6 панели В210, вызвать на цифровые индикаторы ячеек L5,6 панели В210 величину уставки по мощности, на индикаторы ячеек M5,6 панели В210 величину текущей электрической мощности ТГ (в ячейках L7, M7 подсвечиваются соответствующие табло "N МВТ" и "N МВТ"). Воздействием на кнопку "ПРИБАВИТЬ" или "УБАВИТЬ" ячейки N4, измененить уставку мощности в нужном направлении. Темп изменения уставки 5 МВт/сек. Скорость приведения электрической нагрузки к уставке зависит от выбранного темпа в ячейках M8, N8 панели В210;
б) от ключа управления турбиной 1SE61S01. Воздействием на ключ в строну "ПРИБАВИТЬ" или "УБАВИТЬ" приводит к изменению программного значения электрической мощности со скоростью 20 МВт/с при этом на панель HY26 выдается световая и звуковая сигнализация "РУЧНОЕ УПРАВЛЕНИЕ". Нагружение ТГ от ключа блокируется при ограничении мощности от ПА и ТЗ.
Независимо как изменяется уставка по мощности (от ключа 1SE61S01 или с панели В210), уставка по давлению остается неизменной - равной величине давления в ГПК в момент включения РДМ
2.6 Система внутриреакторного контроля
На рисунке 2.9 представлена подробная структурная схема системы ВРК для серийных реакторов ВВЭР-1000, раскрывающая ее состав и связи с другими системами.
Информацию о распределении энерговыделения получают с помощью детекторов прямой зарядки (ДПЗ), на основе сигналов которых проводят восстановление поля энерговыделения во всем объеме активной зоны. Семь детекторов, располагающихся на одной вертикали, конструктивно объединены в нейтронный измерительный канал (КНИ) при помощи герметичного чехла. Чехол и его уплотнение на крышке корпуса реактора рассчитаны на рабочее давление теплоносителя. КНИ устанавливается в центральную трубку тепловыделяющей кассеты.
В серийном реакторе ВВЭР-1000 устанавливают 64 КНИ, распределенных таким образом, чтобы получать информацию о распределении энерговыделения по всему объему активной зоны. Сигналы детекторов КНИ по терморадиационностойким кабелям передаются в информационно-измерительную аппаратуру. Часть кабеля, находящаяся внутри шахты реактора, имеет на концах разъемы, позволяющие отсоединять его во время перегрузки топлива. Передача сигналов через оболочку реакторной установки осуществляется с помощью проходки, рассчитанной на предельное давление, возникающее при аварийной ситуации.
Информация о распределении температуры на выходе из топливных кассет получается с помощью 95 термоэлектрических термометров (термопар ТП), расположенных над частью тепловыделяющих кассет (рисунок 2.10). Кроме того, имеются три термопары, расположенные в верхней части корпуса реактора. При выходе из корпуса термопары группируются в 14 пучков, каждому из которых соответствует патрубок ТП, рассчитанный на рабочее давление реактора. На патрубках ТП установлены устройства компенсации температуры холодных спаев термопар, принимающие по семь ТП; от них сигналы ТП по терморадиационностойкому кабелю с медными жилами передаются к информационно-измерительной аппаратуре. По трассе прохождения кабеля ТП аналогично кабелю ДПЗ имеются разъемы и проходки.
Рисунок 2.9 - Структурная схема CВРК и систем 1-го контура (ГЦН, арматура ПГ)
Рисунок 2.10 - Расположение КНИ и термопар в ТВС серийного реактора ВВЭР-1000
Температура теплоносителя в холодных и горячих нитках циркуляционных петель измеряется с помощью термопар и восьми термометров сопротивлений (ТС). Холодные спаи термопар холодной и горячей нитки данной петли заводятся в общее компенсационное устройство, от которого сигналы термоконтроля передаются по кабелю в информационно-измерительную аппаратуру.
Аналоговые сигналы нормированного уровня 0-5 мА получают от соответствующих датчиков с нормирующими преобразователями связанных кабелями с информационно-измерительной аппаратурой. Аналогично по кабелям в аппаратуру заводятся дискретные сигналы, характеризующие состояние оборудования и систем I контура (главный циркуляционный насос ГЦН, арматура парогенератора и др.). От системы СУЗ и аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП) в систему ВРК вводятся как аналоговые, так и дискретные сигналы. Информационно-измерительная аппаратура состоит из двух одинаковых комплектов аппаратуры, в каждый из которых входит устройство отображения информации (дисплей) с выносным телевизионным монитором и клавиатурой (расстояние от аппаратуры не более 50 м). Мониторы и клавиатуры размещаются в помещении БЩУ. Оба комплекта связаны между собой кабелем. Дублирование аппаратуры позволяет обеспечить высокую надежность контроля наиболее важных параметров реактора, сигналы которых заводятся в оба комплекта. Менее важные сигналы заводят в какой-либо один комплект. Наличие связи позволяет комплектам обмениваться данными для восстановления в каждом из них полного объема информации.
Вычислительный комплекс (ВК) системы ВРК включает в себя две ЭВМ типа СМ-2М, каждая из которых связана с обоими комплектами аппаратуры по основному и резервному каналам. Резервирование связей позволяет повысить надежность работы системы при различных комбинациях отказов ЭВМ и аппаратуры. Вывод информации из ЭВМ к оператору на БЩУ осуществляется через дисплеи аппаратуры, связанные с ЭВМ кабелем.
В основном режиме обе ЭВМ работают одновременно в реальном масштабе времени, осуществляя оперативную обработку полученной от аппаратуры информации и вывод ее на дисплей. При этом, когда оба комплекта аппаратуры функционируют, информация в каждую ЭВМ поступает из комплекта, с которым она связана по основному каналу. При отказе одного из комплектов (или обрыве его основного канала связи) информация в ЭВМ поступает по резервному каналу от другого комплекта аппаратуры.
Кроме того, возможен режим работы, при котором одна из ЭВМ проводит оперативную обработку информации, а другая осуществляет фоновые неоперативные расчеты.
Помимо показанных на структурной схеме связей с другими подсистемами (СУЗ и АКНП), система ВРК связана также с УВС и СППБ энергоблока. По этому каналу из ЭВМ СВРК в УВС может быть передан весь массив собранной первичной информации и расчетных данных или его часть, и наоборот, информация, необходимая для работы СВРК, может быть получена из УВС.
Как видно из рассмотрения структурной схемы, система ВРК на реакторах ВВЭР помимо сигналов внутриреакторных датчиков принимает также значительное количество сигналов от датчиков 1-го и 2-го циркуляционных контуров. Эта информация необходима в системе ВРК для проведения расчетов обобщенных параметров, характеризующих состояние активной зоны. Наличие в СВРК информации от основных общестанционных датчиков совместно с информацией от СУЗ и АКНП обеспечивает возможность расчета и контроля важнейших параметров, характеризующих работу реакторной установки в целом (общая тепловая мощность, расход теплоносителя в зоне и по петлям и т.д.). Таким образом, по объему контроля и производимых расчетов система ВРК фактически выполняет функции системы контроля реакторной установки. Отсюда вытекает важность роли, которую играет система ВРК среди других систем энергоблока. Несмотря на то, что СВРК является информационной системой, ее отказ на время, большее определенное в «Технологическом регламенте», влечет за собой обязательное снижение мощности энергоблока или даже его останов.
Датчики контроля энерговыделения
Для измерения распределения энерговыделения по объему активной зоны в системе ВРК используются детекторы прямой зарядки (ДПЗ) с эмиттером из родия (рисунок 2.11). По сравнению с другими типами нейтронно-чувствительных детекторов ДПЗ обладают следующими преимуществами:
1. Малые габариты позволяют разместить в реакторе большое количество детекторов, необходимое для получения детальной картины распределения энерговыделения по объему активной зоны;
2. ДПЗ не требуют внешнего источника питания, имеют достаточно высокую надежность, срок службы не менее одной кампании реактора, их чувствительность мало изменяется в процессе эксплуатации, и эти изменения можно скорректировать расчетным путем;
3. ДПЗ просты по конструкции, технологичны при изготовлении, имеют хорошую воспроизводимость параметров (разброс чувствительности не более ± 1%) и невысокую стоимость.
Наряду с этим ДПЗ присущи и некоторые недостатки:
-небольшой выходной сигнал (в реакторах ВВЭР на номинальной мощности их выходной ток составляет единицы микроампер);
- сравнительно большая постоянная времени (порядка 1 мин);
-зависимость чувствительности ДПЗ от различных параметров, характеризующих состояние активной зоны (выгорание, обогащение ближайших ТВЭЛ, концентрация борной кислоты, температуры теплоносителя и т.д.), и от выгорания эмиттера ДПЗ.
Конструкция ДПЗ состоит из эмиттера и коллектора, между которыми находится изолятор. При облучении нейтронами эмиттер излучает электроны, которые через изолятор попадают на коллектор и образуют во внешней цепи электрический ток. По кабелю выходной сигнал ДПЗ выводится за пределы корпуса реактора.
Рисунок 2.11 – Структурная схема ДПЗ
В применяемых на реакторах ВВЭР детекторах типа ДПЗ-1М эмиттер представляет собой родиевую проволочку диаметром 0,5 и длиной 200 мм. Изолятор изготовлен из кварцевой трубки, коллектор — из нержавеющей трубки диаметром 1,3 мм. В качестве линии связи используется двухжильный кабель типа КТМС с изоляцией из окиси магния.
Существует составляющая сигнала ДПЗ обусловленная током, образующимся в линии связи при воздействии на нее внутриреакторных излучений. Этот так называемый фоновый компонент пропорционален длине линии связи, находящейся в активной зоне. Для ДПЗ-1М ее доля может доходить до 10% общего выходного сигнала. Чтобы скомпенсировать ее влияние, в кабеле связи ДПЗ-1М предусмотрена вторая (фоновая) жила, вырабатывающая фоновый ток, который в измерительной аппаратуре должен быть вычтен из тока основной жилы.
Выходной сигнал ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения, который в свою очередь связан с энерговыделением в ближайших ТВЭЛ.
Восстановление поля энерговыделения по сигналам ДПЗ осуществляется на основе коэффициентов пропорциональности, зависящих от многих факторов, в том числе от обогащения топлива и его выгорания, концентрации борной кислоты, температуры теплоносителя и т.д. Значения этих коэффициентов находят расчетным путем. При нахождении коэффициентов учитывают также и выгорание материала эмиттера ДПЗ.
Результирующая погрешность определения линейного энерговыделения с помощью родиевого ДПЗ складывается из следующих основных составляющих: погрешности определения коэффициента перехода от сигнала эмиттера к энерговыделению (~4%); не идентичности чувствительности ДПЗ (±1%); погрешности учета фонового тока линии связи (до 2%); погрешности учета термотоков (1%); погрешности измерения сигналов ДПЗ (1%). Поскольку вырабатываемый электрический сигнал ДПЗ — источник тока, то входное сопротивление измерительного прибора желательно выбирать возможно меньшим по следующим соображениям: поскольку выходное сопротивление ДПЗ зависит от напряжения на нем, желательно, чтобы это напряжение было минимально, так как экспериментально установлено, что в процессе эксплуатации ДПЗ-1М его сопротивление изоляции падает; погрешность измерения будет тем меньше, чем меньше сопротивление нагрузки ДПЗ.
При эксплуатации ДПЗ необходимо следить за тем, чтобы его цепь была либо подсоединена к измерительному прибору, либо замкнута накоротко. В противном случае ток ДПЗ может зарядить линию связи до большого напряжения, в результате чего может наступить пробой в ДПЗ или линии связи.
В активной зоне ДПЗ, расположенные на одной вертикали, конструктивно объединяются в нейтронно-измерительный канал (КНИ). КНИ серийных реакторов ВВЭР-1000 состоит из защитной арматуры, детекторной части и миниатюрного разъема типа PC-19.
Арматура предназначена для защиты ДПЗ от механических воздействий и контакта с теплоносителем первого контура и обеспечивает герметизацию первого контура.
В состав детекторной части входят семь детекторов ДПЗ-1М, равномерно размещенных по высоте активной зоны с шагом 437,5 мм, защитный экран, узел уплотнения и семь линий связи, для которых использован кабель КТМС. Каждая линия связи кроме сигнального проводника содержит фоновый проводник.
Защитный экран предназначен для уменьшения фонового тока, возникающего в линии связи под воздействием -излучения эмиттеров ДПЗ. С этой целью все семь детекторов располагают по одну сторону экрана, а их линии связи — по другую сторону.
Узел уплотнения расположен в верхней части КНИ и предназначен для обеспечения герметичности первого контура при появлении течи в защитной арматуре.
Разъем типа PC-19 обеспечивает подсоединение КНИ к линиям связи с целью передачи сигналов ДПЗ к аппаратуре СВРК.
Датчики контроля температуры
В СВРК используются термодатчики двух типов — термопары ТП и термосопротивления ТС (рисунок 2.12). По сравнению с ТС ТП обладают следующими преимуществами:
1. Большая надежность работы;
2. Лучшие метрологические характеристики;
3. Они более стабильны при облучении.
ТП не требуют внешнего источника питания, просты по конструкции и технологичны при изготовлении. В то же время ТП обладают и рядом существенных недостатков: меньшая по сравнению с ТС точность измерения и меньший выходной электрический сигнал; необходимость компенсации температуры холодного спая ТП, что увеличивает погрешность измерения.
Рисунок 2.12 - Датчики контроля температуры
В связи с этим в системе ВРК ТП используют для работы в тяжелых условиях внутри корпуса реактора для массовых измерений температуры теплоносителя на выходе из топливных кассет, а также температуры теплоносителя в общем объеме. ТС применяют для проведения точных измерений в менее тяжелых условиях. Например, по ТС, установленным на холодных и горячих нитках циркуляционных петель, осуществляют калибровку всех ТП первого контура.
Если в системах термоконтроля первых реакторов типа ВВЭР использовались ТП градуировки хромель-копель, то в системах ВРК серийных реакторов ВВЭР-1000 используются ТП градуировки хромель-алюмель, градуировочная характеристика которых меньше зависит от дозы радиационного облучения, несмотря на то, что эти ТП обладают вдвое меньшей чувствительностью.
Работа ТП основана на термоэлектрическом эффекте, т.е. возникновении термо-ЭДС в замкнутой цепи из двух разнородных проводников при наличии разности температур между холодным и горячим спаями проводника. При измерении температуры с помощью ТП ее горячий спай помещают в точку измерения, а в разрыв холодного спая включают измерительный прибор. Поскольку термо-ЭДС зависит от разности температур холодного и горячего спаев, для получения абсолютного значения температуры необходимо внести поправку на температуру холодного спая (так называемая компенсация температуры холодного спая).
ТП системы ВРК изготовляют из термопарного кабеля КТМС, представляющего собой хромелевый и алюмелевый провода, помещенные в оболочку с порошком окиси магния. Со стороны горячего спая провода сваривают друг с другом и с оболочкой (ТП типа К). Со стороны холодного спая кабель заделывают специальным герметиком, чтобы обеспечить герметичность ТП в целом.
Для измерения температуры теплоносителя внутри корпуса реактора применяют термопары типа ТХА-2076. В них использован кабель КТМС 1 диаметром 1,5 мм, армированный для увеличения жесткости чехлом из нержавеющей трубки диаметром 4х1 мм. Горячий спай ТП заделан в специальный наконечник диаметром 4 мм, который сопряжен по размерам с посадочным гнездом в сухом канале блока защитных труб реактора для получения наилучшего теплового контакта. Тепловая инерция ТП не более 20 с. Средний срок службы - не менее 6 лет; средний ресурс - не менее 25000 ч.
Погрешность измерения ТП обусловлена следующими факторами:
-разбросом градуировочной характеристики ТП вследствие несовершенства технологии ее изготовления;
-влиянием распределения температуры по длине ТП;
-неточностью компенсации температуры холодного спая ТП; погрешностью измерительной аппаратуры;
--разогревом "горячего" спая и влиянием эмиссионного тока в проводах ТП.
Кроме того, в процессе эксплуатации внутриреакторных ТП под воздействием радиационного облучения происходит медленное изменение градуировочной характеристики ТП, связанное с радиационными превращениями элементов, входящих в состав электродов ТП.
Большинство этих погрешностей можно скомпенсировать путем проведения калибровки подсистемы термоконтроля на малых уровнях мощности реактора, когда подогревом теплоносителя в зоне можно пренебречь. При этом во всех точках I контура устанавливается практически одинаковая температура и можно прокалибровать все ТП по образцовым ТС на циркуляционных петлях. Индивидуальные поправочные коэффициенты для каждой ТП заносятся в память аппаратуры и автоматически учитываются в последующем при работе реактора на мощности Дополнительная погрешность, которая может возникнуть за счет радиационного подогрева термопар, не превышает 0,750С.
Устройства компенсации холодных спаев термопар
Поскольку термопара измеряет, разность температур между горячим и холодным спаями (в данном случае холодный спай — это свободные концы термопар), для получения абсолютного значения температуры горячего спая необходимо знать температуру свободных концов термопары.
Известны два способа учета температуры свободных концов термопары: поддерживают температуру свободных концов на известном постоянном уровне (метод активного термостатирования); измеряют абсолютное значение температуры свободных концов термопары с помощью дополнительного термодатчика (метод пассивного термостатирования). Для обеспечения точности измерения (компенсации) свободные концы термопар и дополнительный термодатчик укрепляют на изотермической пластине, расположенной в пассивном термостате с хорошими теплоизоляционными свойствами. Такой термостат называется устройством компенсации температуры холодных спаев термопар.
В системе ВРК используется второй метод с использованием специальных компенсационных устройств. Во избежание появления дополнительной термо-ЭДС при наличии температурных градиентов вдоль линии связи термопары желательно, чтобы эта линия до входа в компенсационное устройство была по возможности короткой и однородной. Поэтому в системе ВРК компенсационные устройства располагаются непосредственно на патрубках ТК крышки реактора, и свободные концы термопар вводят в компенсационные устройства без применения удлинительных компенсационных проводов.
Компенсационные устройства сохраняют работоспособность в жестких условиях, существующих внутри шахтного объема: пароводяная смесь с температурой до 1000С, повышенное давление, нейтронное и -облучение, орошение водой, содержащей борную кислоту.
Конструкция компенсационного устройства типа КС-513 для серийного реактора показана на рисунке 2.13. Клеммная колодка является изотермической пластиной, изготовленной из окиси бериллия, которая обладает высокой теплопроводностью и низкой электропроводностью. На ней расположены клеммы для подключения свободных концов термопар и выводов терморезисторов, служащих для измерения температуры клемной колодки. Терморезисторы прижимаются к клемной колодке планками и гайками для обеспечения хорошего термического контакта. В каждом компенсационном устройстве имеется два терморезистора для обеспечения необходимой надежности.
Клеммная колодка расположена внутри двух полых металлических цилиндров, являющихся тепловыми экранами. Внутренний цилиндр изготовлен из меди, внешний - из нержавеющей стали. Они изолированы друг от друга и от клемной колодки воздушными прослойками и теплоизоляционными прокладками, выполненными таим образом, чтобы исключались воздушные конвективные потоки.
Температурные экраны сглаживают резкие изменения внешней температуры (результирующая постоянная времени изотермической пластины - 2 ч) и выравнивают градиенты температуры, существующие во внешнем пространстве. При самых неблагоприятных условиях разность температур свободных концов термопар и терморезисторов на клемной колодке не превышает 0,250С.
Рисунок 2.13 - Конструкция компенсационного устройства КС-513
Внешний цилиндр представляет собой наружный корпус устройства. Он обеспечивает механическую прочность и герметичность конструкции. При помощи фланца он крепится к патрубку ТК.
Сигналы термопар и терморезисторов выводятся из компенсационного устройства через разъем типа СНЦ-24/308. Терморезисторы включены по четырехпроводной схеме. Применены платиновые терморезисторы второго класса, для которых проведена индивидуальная калибровка, вследствие чего результирующая начальная погрешность градуировки уменьшена до 0,150С. Для поддержания высокой точности необходимо периодически, не реже одного раза в год проводить метрологическую поверку терморезисторов в лабораториях отдела метрологии. При отсутствии индивидуальных коэффициентов погрешность будет равна 0,6—0,70С. Использование ТСП без ежегодной метрологической проверки не допускается.
Деградация СВРК
При выходе из строя в процессе эксплуатации внутриреакторных датчиков происходит постепенная деградация (degradation - постепенная утрата ценных свойств, качеств) системы, связанная с сокращением возможности выполнить функции контроля в той области активной зоны, где не остается работоспособных датчиков.
Активная зона условно разделена на 7х6х3=126 участков таким образом, что на каждом из семи уровней по высоте, 6 азимутальных секторов поделены на 3 (внутренний, промежуточный, наружный) участка.
В Технологическом регламенте указаны координаты КНИ, проходящие через соответствующие участки и координаты КНИ, расположенные в соседних ТВС, которые можно использовать в качестве «дублеров». Считается что участок является неконтролируемым, если число работоспособных ДПЗ на данном участке с учетом «дублеров» меньше величины, оговоренной регламентом. Первая ступень «деградации» - когда СВРК не способна выполнить свои функции по причине уменьшения сопротивления изоляции ДПЗ или возникновения значительного уровня помех на кабельных трассах. Вторая ступень «деградации» - число неконтролируемых участков достигает 35, но не создает более одного неконтролируемого сектора.
Третья ступень «деградации» - неконтролируемая внутриреакторными датчиками часть активной зоны расширяется до двух азимутальных секторов.
Четвертая ступень «деградации» - неконтролируемая часть активной зоны достигает половины.