Королев Датчики и детекторы физико-енергетических установок 2011

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»

С. А. Королев, В. П. Михеев

Датчики и детекторы физико-энергетических установок

Рекомендовано УМО «Ядерные физика итехнологии» в качестве учебногопособия

для студентоввысших учебных заведений

Москва 2011

УДК.681.56(075)+539.1.07(075) ББК 32.96 – 04я7 + 22.38я7 К69

Королев С. А., Михеев В. П. Датчики и детекторы физико-энерге-

тических установок: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. 232 с.

В пособии рассматривается широкий класс датчиков и детекторов, применяемых для измерения различных физических величин. Большое внимание уделяется особенностям эксплуатации и обслуживания датчиков температуры, давления и излучений, применяемых на АЭС.

Учебное пособие предназначено для студентов, обучающихся по специальности «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», а также может быть полезно студентам, обучающимся по специальности «Электроника и автоматика физических установок, и специалистам, работающим в области эксплуатации и обслуживания АЭС.

Пособие подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

Рецензент д-р техн. наук, проф. А. В.Измайлов

ISBN 978-5-7262-1547-1 © Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ, 2011

Редактор Е. Н. Кочубей

Подписано в печать 15.11.2011. Формат 60х84 1/16.

Уч.-изд. л. 15,25. Печ. л. 15,25. Тираж 150 экз.

Изд. № 4/12. Заказ № 86.

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». 115409, Москва, Каширское ш., 31.

ООО «Полиграфический комплекс «Курчатовский». 144000, Московская область, г. Электросталь, ул. Красная, д.42

5

ПРЕДИСЛОВИЕ

Современные атомные электростанции (АЭС) являются сложнейшими предприятиями по производству электроэнергии. Технологические процессы, протекающие на АЭС, требуют постоянного контроля большого количества физических параметров с высокой степенью надежности и точности. Рабочие характеристики датчиков и связанных с ними приборов в значительной степени определяют показатели надежности атомной электростанции, а также и экономические показатели станции.

Проверка рабочих характеристик датчиков и связанных с ними приборов, а также диагностика их неисправностей могут выполняться на АЭС на основе мониторинга сигналов датчиков во время их работы. В пособии рассмотрены примеры такого подхода, дается обзор методов технического обслуживания c использованием компьютеров и активных методов контроля, при которых на датчики подаются сигналы для определения их характеристик и диагностики неисправностей.

Особое внимание уделяется рассмотрению вопросов эксплуатации и обслуживания датчиков температуры и давления, применяемых на АЭС, а также активным и пассивным методам проверки характеристик этих датчиков без демонтажа после их установки на работающей станции.

На АЭС производятся наиболее массовые измерения таких величин, как температура, давление, расход жидкости и радиоактивное излучение. Именно датчикам этих величин уделяется основное внимание в учебном пособии. Рассматриваются также датчики механических величин и оптические датчики, которые часто являются составной частью конструкции перечисленных датчиков или используются для не столь массовых измерений и контроля (например, датчики перемещений, вибраций).

Некоторые принципы построения датчиков, описанные в пособии, не используются в датчиках, применяемых на АЭС, однако они коротко рассмотрены для расширения кругозора студентов.

6

1.АВТОМАТИЗАЦИЯ ПРОЦЕССОВ УПРАВЛЕНИЯ

ИИЗМЕРЕНИЯ НА АЭС

1.1. Основные функции АСУ АЭС

Основной проблемой при строительстве АЭС является обеспечение безопасности, надежности и экономичности станций, которая решается за счет создания высоконадежного технологического оборудования, а также выполнения целого ряда мероприятий при проектировании и строительстве АЭС. В качестве одного из важнейших мероприятий в решении поставленных задач следует назвать дальнейшее повышение уровня автоматизации и совершенствования контроля и управления АЭС.

Специфика технологического процесса на атомной электростанции – необходимость координированной работы десятков основных и вспомогательных агрегатов и систем, ограниченная доступность многих помещений станции, большая единичная мощность агрегатов и интенсификация процессов – требует высокой степени автоматизации, позволяющей небольшому количеству обслуживающего персонала осуществлять оптимальное управление объектом. Основной задачей, которой подчинено проектирование и строительство АЭС, является обеспечение безопасности, под которой понимается уменьшение вероятности радиационного поражения персонала АЭС и выброса радиоактивных веществ в окружающую среду как в нормальных режимах работы АЭС, так и в аварийных ситуациях. Применение на АЭС специальных устройств контроля и автоматической защиты будет способствовать положительному решению задач обеспечения безопасности наряду с другими техническими мероприятиями.

Увеличение мощности атомных энергоблоков (до 1–1,5 млн. кВт и более) требует повышения надежности их работы, так как резервирование таких единичных мощностей даже в условиях крупных энергосистем вызывает значительные трудности. Повышение надежности блока означает:

а) уменьшение вероятности аварийных остановок;

7

б) возможность сохранения частичной мощности блока при возникновении аварий в основном технологическом оборудовании;

в) ускорение набора полной нагрузки после аварийной остановки или снижения мощности.

На атомных энергоблоках эти задачи решаются развитыми устройствами контроля, способными предупредить о возможности аварийных ситуаций задолго до их возникновения, а также автоматическими устройствами включения резервного оборудования, устройствами снижения мощности до безопасного уровня при неисправностях

втехнологическом оборудовании, а также устройствами, обеспечивающими «мягкое» протекание режимов аварийной остановки блока, благодаря чему возможно сохранить в работе или в состоянии готовности к немедленному пуску многие системы и агрегаты.

Проблема повышения экономичности АЭС с помощью устройств контроля и управления имеет два аспекта. Прежде всего, развитие этих устройств позволяет за счет уменьшения статических и динамических погрешностей при управлении интенсифицировать процессы в блоке, т. е. получить на том же технологическом оборудовании большую мощность. Примерами могут служить увеличение мощности реактора за счет более качественного выравнивания полей

внем или повышение допустимой температуры свежего пара (в блоках с перегревом пара) за счет уменьшения динамических отклонений в процессе регулирования.

Вусловиях роста удельного веса атомных электростанций в энергосистемах необходимым условием их экономичности становится маневренность. Атомные электростанции требуют больших капитальных затрат, чем тепловые станции, но имеют более низкие стоимости топливной составляющей. Поэтому в настоящее время выгоднее располагать атомные станции в базисной части графика нагрузок энергосистемы, поручая задачи регулирования мощности тепловым и гидравлическим. ОднакосростоммощностейАЭСв системе они неизбежно будут вытесняться в полупиковую и даже в пиковую часть графика нагрузок. Таким образом, строящиеся в настоящее время станции с реакторами на тепловых нейтронах окажутся в будущем перед необходимостью участвовать в регулировании мощности энергосистемы, и поэтому уже сейчас необходимо предусмат-

8

ривать технологические решения, обеспечивающие работу блоков в таких режимах.

Требования к маневренным качествам энергоблока определяются необходимостью:

а) изменения мощности в соответствии с плановой составляющей суточного графика нагрузки;

б) регулирования отклонения частоты вследствие внеплановых изменений мощности системы;

в) изменения мощности по сигналам от систем управления выше стоящих уровней, вызванных внеплановыми отклонениями параметров.

Изменение мощности в соответствии с плановой составляющей графика требует ежесуточной разгрузки блока до 70 % номинальной мощности на ночные часы и в некоторых случаях остановки блока в нерабочие дни. Необходимые скорости изменения мощности составляют при этом 2–3 % в мин (иногда до 5 % в мин). Регулирование частоты проводится путем небольших (до 5 %) изменений электрической мощности турбогенератора с высокими скоростями. Колебания мощности реактора в режиме регулирования частоты вследствие инерционных свойств объекта могут протекать с меньшими амплитудами и скоростями.

Устройства управления технологическими процессами энергоблока должны осуществлять управление переходными процессами таким образом, чтобы способствовать полному использованию возможностей оборудования блока, т. е. реальные скорости изменения температуры, давления и других параметров должны максимально приближаться к допустимым. В некоторых случаях, например, при работе блока в маломощной энергосистеме обеспечение необходимых регулировочных характеристик является первостепенным требованием. Если маневренные свойства реактора недостаточны для обеспечения регулирования, можно организовать сброс части пара в конденсаторы при уменьшении мощности турбины, а также поддерживать некоторое превышение мощности реактора над мощностью турбины на случай внезапного увеличения энергопотребления. Неэкономичность такого решения очевидна, и оптимизация системы управления, позволяющая уменьшить непроизво-

9

дительные расходы пара, способна в этом случае принести заметную экономию ядерного горючего.

Сокращение сроков плановых пусков, остановов, перегрузок топлива также повышает экономические характеристики блока. Большая роль в этом отводится системам управления. В частности, автоматизация пуска значительно уменьшает время вывода на мощность; автоматизация перегрузок топлива в реакторах на быстрых нейтронах делает возможным проводить эти операции за 50–60 ч, т. е. во время воскресного провала нагрузки, что сокращает необходимый резерв мощности системы. Более быстрому проведению перечисленных операций способствует централизация управления блоком, так как одному-двум операторам (при автоматическом выполнении вспомогательных операций) легче скоординировать работу систем и агрегатов блока, чем многочисленному персоналу.

Кроме технологических требований, при построении систем управления необходимо учитывать эргономические факторы. Оптимальность условий взаимодействия в системе человек – машина улучшает условия труда персонала, а также способствует повышению безопасности, надежности и экономичности блока, позволяя операторам принимать правильные и своевременные решения.

Перечисленные требования к системам управления блоков могут быть выполнены с помощью различных технических средств на основе разнообразных структурных принципов. Конкретная система должна, помимо выполнения заданного объема функций, быть простой в монтаже, наладке и эксплуатации при высокой надежности и низкой стоимости. Следует также учитывать возможность поставки промышленностью требуемого объема и номенклатуры технических средств в заданные сроки, степень разработанности технологических алгоритмов управления, наличие подготовленного персонала для эксплуатации новых технических средств и т. д. Большую роль в оптимизации системы играет правильное распределение функций между централизованными и локальными устройствами.

Развитие устройств контроля и управления, начиная с первой АЭС и до настоящего времени, демонстрирует, с одной стороны,

10