Королев Датчики и детекторы физико-енергетических установок 2011

метров, а также регулирование в нормальных режимах, дистанционное управление и защита оборудования блока. На долю персонала приходится значительный объем операций, особенно по пуску и останову блока.

Развитие атомной энергетики, увеличение единичной мощности, повышение параметров ядерных энергетических установок и интенсификация технологических процессов поставили перед системами управления новые задачи. Эти задачи заключаются главным образом в получении большого объема информации, в том числе и расчетной, представлении ее оператору в уплотненном виде, в дальнейшем повышении степени автоматизации пусковых операций и т. п. Реализация этих задач потребовала привлечения наряду с традиционными средствами контроля и управления средств вычислительной техники и новой аппаратуры для обработки и представления информации, а также для управления.

Для дальнейшего совершенствования АСУ ТП и достижения высокого уровня автоматизации энергоблоков АЭС в настоящее время наметились два основных пути – создание централизованных

идецентрализованных систем управления технологическими процессами АЭС.

Централизованная система предполагает использование электронной вычислительной машины (ЭВМ) в качестве центрального органа сбора и обработки информации, а также для осуществления программного управления и регулирования.

Вдецентрализованной системе управления функции управления

иконтроля осуществляются автономными устройствами. Независимый децентрализованный характер управления обеспечивает удобство эксплуатации и ремонта, так как повреждение систем управления и контроля отдельных устройств локализуется в пределах этих устройств и не распространяется на другие элементы управления установкой. При этом обеспечивается возможность поэтапного осуществления комплексной автоматизации АЭС, требуется более простое, чем при использовании централизованных систем, программное обеспечение и создаются условия для наименьших изменений рабочих программ при наладке и в период освоения оборудования.

21

При использовании положительных качеств описанных выше систем может быть получена гибридная система управления, ко-

торая, если учитывать все изложенные выше соображения относительно подготовленности основного оборудования, математического обеспечения и надежности средств, может оказаться оптимальной для блоков большой мощности на ближайший обозримый отрезок времени. В этой системе централизованы сбор, обработка и представление информации. Эти функции выполняются ЭВМ, а управление децентрализовано и осуществляется по функциональ- но-групповому принципу. Вопрос надежности ЭВМ в данном случае не стоит так остро, как в случае выполнения ею функций управления, однако для повышения «живучести» системы ЭВМ дополняется небольшим количеством индивидуальных аналоговых приборов.

В рассматриваемой системе на ЭВМ возлагается: циклический опрос первичных приборов, первичная обработка данных (масштабирование, линеаризация шкал, различные преобразования и т. п.), контроль параметров по вызову на мониторах, сигнализация отклоняющихся от нормы параметров, регистрация отклонений и регистрация текущих значений параметров по вызову, регистрация предаварийных ситуаций, срабатывания защит и действий персонала, вычисление ядерно-физических данных, техникоэкономических показателей и отчетных данных по блоку, их регистрация, подготовка данных для передачи в вычислительную машину более высокого уровня, а также оптимизация процесса. При помощи же аналоговых средств осуществляются графическая регистрация и визуальный контроль главнейших параметров блока и параметров, связанных с обеспечением его безопасности.

Управление организуется по иерархическому принципу, в основу которого положены функциональные группы. При таком построении управления достигается автоматизация пуско-остано- вочных операций на блоке, значительно облегчается работа оператора, уменьшается число ошибочных действий персонала. Наряду с функционально-групповым управлением предусматривается дистанционное управление каждым механизмом, что создает удобство при наладочных и ремонтных работах. Этим обеспечивается также

22

управление блоком в случае отказа каких-либо устройств управления функциональных групп.

1.2.Основные измерительные каналы АЭС

иих автоматизированное техническое обслуживание

Для того чтобы представить объем измерений и количество измеряемых параметров на АЭС, рассмотрим упрощенную схему двухконтурной станции.

На рис. 1.1 изображена петля контура охлаждения реактора во- до-водяного типа (ВВЭР) под давлением, который принят в качестве типовой (базовой) установки. На рисунке показаны корпус реактора, первый контур охлаждения, парогенератор, компенсатор объёма и часть второго контура охлаждения. Обычно АЭС с ВВЭР включает в себя от двух до четырех таких петель охлаждения за исключением некоторых легководных реакторов российской конструкции, имеющих шесть петель.

Рис. 1.1. Петля первого контура АЭС с реактором типа ВВЭР и установленные в ней типичные датчики: В – верхний детектор; С – средний детектор; Н – нижний детектор; Q – датчик расхода; У – датчик уровня; tу – узкодиапазонный температурный датчик сопротивления (ТДС); tш – широкодиапазонный ТДС; Р – датчик давления; Рш – широкодиапазонный датчик давления; ПГ – парогенератор

23

Датчики, обычно устанавливаемые на АЭС с реактором этого типа, обозначены на рис. 1.1 кружками. В частности, показаны датчики нейтронного потока, установленные с внешней стороны корпуса реактора; термопары на выходе из активной зоны, установленные внутри корпуса; температурные датчики сопротивления (ТДС) в трубопроводах горячего и холодного участков первого контура; а также датчики давления, уровня и расхода в первом и втором контурах.

Станция с реактором водо-водяного типа под давлением выбрана в качестве типовой АЭС потому, что на большинстве АЭС, существующих в мире в настоящее время, установлены реакторы именно этого типа. По данным МАГАТЭ на конец 2007 года в мире находилось в эксплуатации 439 реакторных установки, из них 265 с

реакторами типа PWR (pressurized water reactor) и ВВЭР [Х]. Реак-

тор типа PWR по сути является зарубежным аналогом отечественного ВВЭР. Помимо станций с ВВЭР и PWR, некоторые положения применимы также и к АЭС с другими типами реакторов, таких, как реакторы с кипящей водой (BWR – Boiling water reactor), тяже-

ловодные канадские реакторы CANDU (Canadian deuterium reactor),

реакторы-размножители на быстрых нейтронах с жидкометалличе-

ским теплоносителем (LMFBR – liquid metal fast breeder reactor) и

высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR – hightemperature gas-cooled reactor).

Из рис. 1.1 видно, что для измерения каждого технологического параметра на АЭС используют обычно от двух до четырёх датчиков.

Такое дублирование датчиков улучшает работоспособность и надежность АЭС и позволяет избежать возникновения проблем с её эксплуатацией или безопасностью, вызываемых выходом из строя одиночного датчика. Хотя дублирование приборов используется главным образом для повышения безопасности и работоспособности станций, в последние годы в атомной энергетике это дублирование используется и для других целей, таких, как проверка калибровки технологических приборов.

Многие решения в области управления теплотехническим оборудованием АЭС близки к методам, используемым на тепловых электростанциях.

24

Специфика технологического процесса на АЭС заключается в необходимости согласованной работы десятков основных и вспомогательных агрегатов и систем, ограниченная доступность многих помещений станции, большая единичная мощность агрегатов. Все это требует высокой степени автоматизации технологического процесса, позволяющей осуществлять оптимальное управление объектом. Эти задачи решаются широким применением вычислительной техники.

Уменьшение статических и динамических погрешностей при управлении технологического процессами на АЭС имеет и экономическое значение, так как позволяет получить на том же оборудовании большую мощность.

Не вдаваясь в подробности процесса управления АЭС, отметим, что проблема надежности и точности измерений большого количества технологических параметров, проблема калибровки измерительных приборов без остановки реактора является весьма важной и экономически оправданной.

В первом контуре охлаждения реактора типа ВВЭР обычно работают примерно от 16 до 32 температуных датчиков сопротивления (ТДС). Эти ТДС находятся в среде, имеющей практически одинаковую температуру. Поэтому в изотермических режимах работы станции показания ТДС регистрируются при нескольких значениях температуры во время пуска и останова АЭС, и затем проводится сравнение их показаний для того, чтобы определить измеренные значения, являющиеся выбросами. После этого можно использовать данные перекрестной калибровки, полученные для трех или более заметно отличающихся друг от друга значений температуры, чтобы создать новую калибровочную таблицу для датчика, который был оценен как «датчик – выброс».

Для датчиков давления, не обладающих такой степенью взаимного дублирования, которая характерна для ТДС, мониторинг в режиме on-line применяется для определения дрейфа калибровки. В этом методе сигналы на выходе датчиков усредняются или моделируются.

На рис. 1.2 показаны данные мониторинга в режиме on-line, полученные от четырёх датчиков-уровнемеров в парогенераторе АЭС. Каждый график представляет собой отклонение сигнала со-

25

ответствующего датчика от усреднённого значения сигналов всех четырёх датчиков.

Рис. 1.2. Мониторинг в режиме on-line сигналов четырёх взаимодублируемых датчиков

Представленные данные покрывают период времени в два года, что соответствует длительности работы реактора между профилактическими остановками. Из представленных данных следует, что эти датчики не испытывают калибровочного дрейфа, и поэтому их не надо подвергать повторной калибровке. Этот пример показывает принцип мониторинга калибровки приборов технологического контроля в режиме on-line на АЭС.

Для применения мониторинга в режиме on-line с целью динамических испытаний датчиков требуется высокая скорость регистрации данных. На одной АЭС один раз за кампанию реактора в режиме on-line проводятся измерения с целью определить время реакции каждого датчика и выявить наличие каких-либо существенных задержек в измерительных линиях давления. Данные датчика регистрировались каждую миллисекунду и затем анализировались для выявления его динамической характеристики.

Для анализа применялась специальная обработка данных с целью получить частотную характеристику датчика (спектральную плотность мощности СПМ), которая затем использовалась для определения его времени реакции. Вначале обнаружилось, что датчик

26

был медленнее, чем ожидалось, и сравнение его СПМ с паспортным значением СПМ дало неудовлетворительный результат. Проверка показала частичную закупорку одной из измерительных линий датчика.

После продувки динамические испытания повторили. На рис. 1.3 приводятся графики СПМ датчика до и после удаления закупорки в измерительной линии. Ясно видно, что закупорка ухудшила динамическую характеристику датчика.

Рис. 1.3. Обнаружение в режиме on-line закупорок в измерительных линиях

На АЭС часто наблюдались случаи закупорок, пустот и утечек из измерительных линий давления. По этой причине на АЭС с целью обеспечения безопасной и эффективной работы станции проводится тестирование динамических характеристик датчиков давления совместно с их измерительными линиями.

Расход питательной воды во втором контуре реакторов типа PWR традиционно измеряют при помощи расходомеров, работающих по принципу трубки Вентури. Типичной неисправностью, присущей расходомерам Вентури, является загрязнение измерительных элементов Вентури. Эти загрязнения уменьшают диаметр чувствительного элемента расходомера, что приводит к завышен-

27

ным показаниям расхода питательной воды. Последующий калориметрический расчет мощности завышает показания мощности реактора, при этом теряется возможность эксплуатации АЭС на реальном разрешенном уровне мощности. Накопленные данные говорят о том, что неточности измерения расхода, вызываемые загрязнениями расходомеров Вентури, могут приводить к снижению энерговыработки на АЭС почти на 3 %. Из-за этой проблемы на многих станциях устанавливаются ультразвуковые расходомеры, которые отличаются более высокой точностью и свободны от неисправностей, вызываемых загрязнениями.

Чтобы воспользоваться возможностью повысить энерговыработку станциям приходится устанавливать дорогостоящие ультразвуковые датчики расхода. Такое капиталовложение оправдывает себя, и на многих АЭС ультразвуковые расходомеры используются для уменьшения неточности измерений расхода питательной воды и увеличения энерговыработки до разрешенного значения.

Неисправности, вызываемые загрязнением элементов Вентури, можно обнаруживать при помощи мониторинга в режиме on-line, используя сигналы от датчиков, расположенных до и после места расположения элемента Вентури, а также от датчиков, расположенных в других местах на станции.

На рис. 1.4 показан пример результатов мониторинга on-line для определения степени загрязнения расходомеров Вентури и его влияния на мощность реактора. Представленные данные покрывают период в 500 дней, что соответствует полной длительности кампании реактора на АЭС, где были получены эти данные.

На рисунке даны два графика: один представляет мощность реактора, вычисленную при помощи аналитической модели с использованием данных мониторинга в режиме on-line, а второй – мощность реактора, показываемую приборами станции. Из рисунка видно, что расхождение между показываемой и вычисленной (реальной) мощностями начинается примерно после первых 100 дней кампании реактора. В течение 500 дней превышение показываемой мощности над реальной увеличивается до 2,5 процентов. Так как обычно не разрешается, чтобы АЭС работала на мощности свыше 100 %, подобная ошибка в показаниях мощности реактора, равная

28

2,5 %, обычно приводит к снижению разрешенной энерговыработки станции на ту же величину.

Рис. 1.4. Пример результатов мониторинга в режиме on-line для обнаружения загрязнений расходомеров Вентури

Анализ данных от различных датчиков в режиме on-line позволяет получить дополнительные сведения о работе реактора. Например, анализ данных от нейтронных детекторов, расположенных вне активной зоны реактора, позволяет получить данные о вибрациях различных элементов конструкции реактора.

Нейтронные детекторы используются для измерения нейтронного потока в качестве средства слежения за мощностью реактора. Кроме того, эти детекторы могут использоваться для измерения вибрационных характеристик корпуса реактора и его внутрикорпусных устройств.

Обычно вибрационные датчики (например, акселерометры) располагают на крышке и на днище корпуса реактора, чтобы инициировать сигнал тревоги в случае, если возникнет чрезмерная вибрация главных компонентов реакторной системы. Однако было установлено, что нейтронные датчики более чувствительны к вибрации корпуса реактора и его внутренних устройств, чем акселерометры.

29

Это связано с тем, что частота вибрации внутриреакторных устройств обычно ниже 30 Гц, что легче зарегистрировать при помощи нейтронных детекторов, а не акселерометров. Акселерометры лучше подходят для мониторинга вибраций более высокой частоты.

На рис. 1.5 показана спектральная плотность мощности (СПМ) сигнала от нейтронного детектора на реакторе типа ВВЭР.

Рис. 1.5. СПМ с характерными признаками вибрации реакторных компонентов

Эта СПМ содержит характерные вибрационные признаки (т.е. амплитуду и частоту) реакторных компонент, в том числе корпуса реактора, корзины активной зоны, тепловыделяющих сборок, тепловой защиты и т.д. В области 25 Гц она отражает даже характерный признак главного циркуляционного насоса, вращающегося со скоростью 1500 оборотов в минуту, что соответствует этой частоте. Из рис. 1.5 видно, что нейтронные детекторы эффективно регистрируют характерные признаки вибрации всех компонентов реакторной системы, которые представляют интерес.

Время реакции некоторых датчиков температуры и нейтронных детекторов можно измерить, подавая на них испытательный сигнал через соединительные провода датчиков. Это тестирование может

30