RU2743250C1 - Method of emergency shutdown of the reactor based on the state of signals of devices important for nuclear power plants’ safety - Google Patents
Method of emergency shutdown of the reactor based on the state of signals of devices important for nuclear power plants’ safety Download PDFInfo
- Publication number
- RU2743250C1 RU2743250C1 RU2020122555A RU2020122555A RU2743250C1 RU 2743250 C1 RU2743250 C1 RU 2743250C1 RU 2020122555 A RU2020122555 A RU 2020122555A RU 2020122555 A RU2020122555 A RU 2020122555A RU 2743250 C1 RU2743250 C1 RU 2743250C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- signals
- reactor
- signal
- stage
- module
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/008—Man-machine interface, e.g. control room layout
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
Abstract
Description
Заявляемое изобретение относится к области обеспечения безопасности реактора, в частности, к способу аварийной остановки реактора на основании состояния сигналов приборов, важных для безопасности АЭС.The claimed invention relates to the field of ensuring the safety of the reactor, in particular, to a method for emergency shutdown of the reactor based on the state of the signals of devices important for the safety of a nuclear power plant.
Система аварийной остановки реактора (RTS) обеспечивает самый высокий уровень безопасности на атомной электростанции (АЭС) и характеризуется структурой с четырьмя резервированными каналами. Принципом работы системы является наблюдение в режиме реального времени за измерительными сигналами точек контроля, важных для безопасности АЭС. Аварийная остановка реактора немедленно срабатывает в целях приоритетного обеспечения безопасности реактора в случае, когда вышеуказанные сигналы превышают установленный допустимый предел в эксплуатации (или косвенное расчетное значение превышает установленный допустимый предел в эксплуатации).The Reactor Emergency Stop System (RTS) provides the highest level of safety in a nuclear power plant (NPP) and is characterized by a structure with four redundant channels. The principle of the system is to monitor in real time the measuring signals of the control points important for the safety of the NPP. The emergency shutdown of the reactor is immediately triggered in order to provide priority to ensure the safety of the reactor in the event that the above signals exceed the established acceptable limit in operation (or an indirect calculated value exceeds the established acceptable limit in operation).
В целях предотвращения негативного влияния отказа одного прибора или канала на работоспособность системы RTS, в каждой точке контроля, важной для безопасности, как правило, укомплектованы четыре взаимно резервированных измерительных прибора (датчики или детекторы), сигналы которых передаются в четыре резервированных канала системы RTS соответственно. Однако, поскольку приборы безопасности АЭС и системы управления стали более компьютеризированными, появились трудности в режимах неисправности сигнала, такие как:In order to prevent the negative impact of the failure of one device or channel on the performance of the RTS system, at each monitoring point important to safety, as a rule, four mutually redundant measuring devices (sensors or detectors) are equipped, the signals of which are transmitted to four redundant channels of the RTS system, respectively. However, as nuclear power plant safety instrumentation and control systems became more computerized, difficulties arose in signal failure modes such as:
а) неисправности источников сигнала, например, неисправности пробоотборных линий, датчиков т.д.;a) malfunctions of signal sources, for example, malfunctions of sampling lines, sensors, etc .;
б) неисправность сигнальной цепи, например, перегорание предохранителя электроснабжения, сигнального предохранителя, отказ в цепи и т.д.;b) signal circuit failure, such as blown power supply fuse, signal fuse, circuit failure, etc .;
в) нарушение обмена сигналами между каналами, например, ошибка каналов распределения сигналов, неисправность связи между каналами и т.д.;c) violation of signal exchange between channels, for example, error of signal distribution channels, malfunction of communication between channels, etc .;
г) неисправность системного программного обеспечения, например, неисправность программного обеспечения интеллектуальных приборных систем, таких как: система внутриреакторного контроля (СВРК), аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП), автоматизированная система радиационного контроля (АСРК);d) malfunction of the system software, for example, malfunction of the software of intelligent instrument systems, such as: in-core monitoring system (ICMS), neutron flux monitoring equipment (NFMM), automated radiation monitoring system (ARMS);
д) неисправности системы аппаратного обеспечения, например, сбои в модуле энергоснабжения, модуле сигнала, модуле связи, модуле логической обработки для шкафа контроллера и т.д.e) malfunctions of the hardware system, such as failures in the power supply module, signal module, communication module, logic processing module for the controller cabinet, etc.
Неисправность нескольких из четырех измерительных сигналов прибора в точке контроля, важной для безопасности, приводит к ограничению или потере (частично или полностью) заданной функции аварийной остановки реактора, и снижению уровня эксплуатационной безопасности АЭС.Failure of several of the four measuring signals of the instrument at the monitoring point important to safety leads to the limitation or loss (partially or completely) of the specified emergency shutdown function of the reactor, and a decrease in the level of operational safety of the NPP.
В качестве прототипа к заявляемому способу принят способ работы управляющей системы атомной электростанции (RU 2598649 С1, 27.09.2016), при котором станции ввода вывода CBB1-n каждого канала безопасности принимают аналоговые и двоичные сигналы технологического процесса, преобразуют их в цифровую форму и передают в контроллер автоматизации канала безопасности КА СБ 2. Контроллер КА СБ 2 преобразует принятые цифровые значения аналоговых сигналов в технологические параметры процесса, передает их по межпроцессорному интерфейсу МПИ 6 в контроллеры автоматизации КА СБ 2 других каналов безопасности. Собирают значения двоичных сигналов, при этом контроллер КА СБ 2 преобразует принятые цифровые значения двоичных сигналов в технологические параметры процесса, передает их по межпроцессорному интерфейсу МПИ 6 в контроллеры автоматизации КА СБ 2 других каналов безопасности. В случае обнаружения в результате анализа входных параметров процесса аварийной ситуации осуществляют остановку реактора. Если контроллер КА СБ 2 обнаруживает в результате анализа входных параметров процесса аварийную ситуацию, он формирует и выдает команды инициирования защитных действий в станции приоритетного управления СПУ1-m3 своего канала безопасности и в станции СПУ 3 других каналов безопасности на втором уровне межканального обмена. Если аварийная ситуация требует останова реактора, то КА СБ 2 выдает в станцию СВВ 3 команду управления СУЗ. Контроллер КА СБ 2 принимает параметры процесса от этих каналов безопасности и производит программный выбор параметров для дальнейшей обработки по мажоритарному правилу "2 из 4-х" на первом уровне межканального обмена и мажоритарного резервирования.As a prototype to the claimed method, the method of operation of the control system of a nuclear power plant (RU 2598649 C1, 09/27/2016) is adopted, in which the input / output stations CBB 1-n of each safety channel receive analog and binary signals of the technological process, convert them into digital form and transmit to the automation controller of the safety channel KA SB 2. The KA SB 2 controller converts the received digital values of the analog signals into the technological parameters of the process, transmits them via the MPI 6 interprocessor interface to the automation controllers of the KA SB 2 of the other safety channels. The values of binary signals are collected, while the KA SB 2 controller converts the received digital values of the binary signals into the process parameters, transmits them via the MPI 6 interprocessor interface to the automation controllers of the KA SB 2 of other safety channels. If an emergency is detected as a result of the analysis of the input parameters of the process, the reactor is shut down. If the KA SB 2 controller detects an emergency situation as a result of the analysis of the input parameters of the process, it generates and issues commands to initiate protective actions in the priority control station SPU1-m3 of its safety channel and in the SPU 3 station of other safety channels at the second level of inter-channel exchange. If an emergency situation requires shutdown of the reactor, then SC SB 2 issues a CPS control command to the SVV 3 station. The KA SB 2 controller receives the process parameters from these safety channels and makes a software selection of parameters for further processing according to the "2 out of 4" majority rule at the first level of inter-channel exchange and majority reservation.
У прототипа неизвестны количество датчиков в каждой точке контроля, отсутствует идентификация для выходных сигналов в соответствии с заданными условиями. Также неизвестно наличие модуля сбора состояния сигналов в программном обеспечении системы RTS в целях формирования значения состояния сигналов. Это снижает уровень эксплуатационной безопасности.The prototype does not know the number of sensors at each control point, there is no identification for the output signals in accordance with the specified conditions. Also unknown is the presence of a signal state acquisition module in the RTS software for generating a signal state value. This reduces the level of operational safety.
Решаемой технической проблемой является необходимость обеспечения безопасности АЭС на основе состояния сигналов приборов, важных для безопасности АЭС по отношению к существующей сложной ситуации в технической области. При этом необходимо обеспечить контроль в реальном времени за состоянием сигналов приборов в точках контроля, важных для безопасности АЭС. При этом необходимо обеспечить автоматическую остановку реактора при неисправности нескольких сигналов приборов в одной точке контроля. При этом предотвращается ухудшение функции защиты реактора, вызванное отказом измерительного сигнала, и повышается уровень безопасности работы АЭС.The technical problem to be solved is the need to ensure the safety of the NPP based on the state of the signals of the instruments important for the NPP safety in relation to the existing difficult situation in the technical field. At the same time, it is necessary to ensure real-time monitoring of the state of the instrument signals at the monitoring points important for the safety of the NPP. In this case, it is necessary to ensure the automatic shutdown of the reactor in case of failure of several instrument signals at one control point. This prevents the deterioration of the reactor protection function caused by the failure of the measuring signal, and increases the safety level of the NPP operation.
Раскрытие заявляемого технического решения.Disclosure of the proposed technical solution.
Техническим результатом, обеспечиваемым заявляемым изобретением, является обеспечение аварийной остановки реактора на основании состояния сигналов приборов, важных для безопасности АЭС.The technical result provided by the claimed invention is to provide an emergency shutdown of the reactor based on the state of the signals of the instruments important for the safety of the nuclear power plant.
Другими техническими результатами являются:Other technical results are:
- контроль в реальном времени состояния сигналов приборов в точках контроля, важных для безопасности АЭС;- real-time monitoring of the status of instrument signals at monitoring points important for NPP safety;
- обеспечение автоматической остановки реактора при неисправности нескольких сигналов приборов в одной точке контроля.- provision of automatic shutdown of the reactor in case of malfunction of several instrument signals at one control point.
Сущность заявленного технического решения состоит в том, что способ аварийной остановки реактора на основании сигналов приборов о показателях, важных для безопасности атомной электростанции (АЭС), характеризуется тем, что на первом этапе разделяют сигналы приборов безопасности АЭС на аналоговые и дискретные, на втором этапе собирают значения аналоговых сигналов, на третьем этапе собирают значения дискретных сигналов, на четвертом этапе осуществляют алгоритм аварийной остановки реактора на основании значений состояния сигналов, при этом на втором упомянутом этапе осуществляют нижеуказанные действия:The essence of the claimed technical solution lies in the fact that the method of emergency shutdown of the reactor based on instrument signals about indicators important for the safety of a nuclear power plant (NPP) is characterized by the fact that at the first stage the signals of the safety devices of the nuclear power plant are divided into analog and discrete ones, at the second stage they are collected values of analog signals, at the third stage, the values of discrete signals are collected, at the fourth stage, an algorithm for emergency shutdown of the reactor is carried out based on the values of the signal state, while at the second mentioned stage, the following actions are carried out:
- этап (2.1): аналоговые сигналы формируются датчиками, расположенными в точках контроля станции, при этом в каждой точке контроля располагают четыре взаимно резервированных датчика, причем сигналы четырех датчиков одной точки контроля поступают в четыре резервированных канала системы аварийной остановки реактора (RTS) в виде тока 4 -20 мА;- stage (2.1): analog signals are generated by sensors located at the control points of the station, while at each control point there are four mutually redundant sensors, and the signals of four sensors of one control point are fed into four redundant channels of the reactor emergency stop system (RTS) in the form current 4-20 mA;
- этап (2.2): датчики запитывают от модуля энергоснабжения и сбора сигналов, который передает отрегулированный ток в модуль ввода аналоговых сигналов (AI);- step (2.2): the sensors are powered from the power supply and signal acquisition module, which transfers the regulated current to the analog input module (AI);
- этап (2.3): посредством модуля ввода аналоговых сигналов (AI) преобразуют полученные значения тока в сигналы, считываемые системой вычислительной машины, и передают в модуль преобразования физической величины;- step (2.3): by means of the analog signal input module (AI), the obtained current values are converted into signals read by the computer system, and transmitted to the physical quantity conversion module;
- этап (2.4): посредством модуля преобразования физической величины преобразуют машиночитаемые сигналы с признаком значения тока в сигналы физической величины с признаком технологических параметров в точках контроля, в том числе значения давления, температуры и расхода, которые поступают в логический модуль остановки реактора для расчета логики остановки реактора, результат вычисления, представляющий собой логическую операцию «или», передают в модуль преобразования дискретных сигналов (DO);- stage (2.4): by means of the module for converting a physical quantity, machine-readable signals with a sign of a current value are converted into signals of a physical quantity with a sign of technological parameters at control points, including the values of pressure, temperature and flow, which are fed to the logical module for stopping the reactor to calculate the logic stopping the reactor, the result of the calculation, representing the logical operation "or", is transmitted to the module for converting discrete signals (DO);
- этап (2.5): осуществляют контроль состояния сигналов в модуле преобразования физической величины, при этом идентифицируют выходные сигналы модуля в соответствии с заданными условиями, при этом допустима погрешность 5% для принятых модулем входных сигналов тока в расчетных пределах 4-20 мА, при этом выходной сигнал в виде сигнала с характеристикой технологического параметра точки контроля преобразуется и идентифицируется в качестве полезного сигнала, при этом если отклонение входного сигнала с признаком значения тока превышает 5% от расчетного диапазона, при этом входное значение тока меньше 3,2 мА или больше 20,8 мА, то значение выходного сигнала задают параметрами верхнего и нижнего пределов, и состояние сигнала идентифицируют в качестве сигнала неисправности;- stage (2.5): the state of the signals in the module for converting a physical quantity is monitored, while the output signals of the module are identified in accordance with the specified conditions, while an error of 5% is allowed for the input current signals received by the module within the calculated range of 4-20 mA, while the output signal in the form of a signal with a characteristic of the technological parameter of the control point is converted and identified as a useful signal, while if the deviation of the input signal with the indication of the current value exceeds 5% of the calculated range, while the input current value is less than 3.2 mA or more than 20, 8 mA, the value of the output signal is set by the parameters of the upper and lower limits, and the state of the signal is identified as a fault signal;
- этап (2.6): в программном обеспечении системы RTS используют добавленный модуль сбора состояния сигналов, значение состояния для полезных сигналов составляет «0», а для сигналов неисправности - «1»,- step (2.6): in the RTS system software, the added signal state acquisition module is used, the status value for useful signals is "0", and for fault signals - "1",
при этом на третьем этапе осуществляют нижеуказанные действия:while at the third stage, the following actions are carried out:
- этап (3.1): дискретные сигналы получают после того, как посредством системы ядерных приборов рассчитывают измерительные сигналы датчиков для показания превышения порога ключевых параметров во время эксплуатации реактора, при этом датчики подразделяют на четыре группы, при этом измерительные сигналы передают в четыре резервированные системы ядерных приборов соответственно, по результатам вычисления которых определяют превышение порога ключевых параметров, сигналы в виде напряжения 0 В или 24 В передают в четыре резервированных канала системы RTS соответственно;- stage (3.1): discrete signals are received after the measurement signals of the sensors are calculated by means of the system of nuclear instruments to indicate the exceeding of the threshold of key parameters during the operation of the reactor, while the sensors are divided into four groups, while the measurement signals are transmitted to four redundant nuclear systems devices, respectively, according to the results of the calculation of which the exceeding of the threshold of key parameters is determined, signals in the form of a voltage of 0 V or 24 V are transmitted to four redundant channels of the RTS system, respectively;
- этап (3.2): инициирующую цепь в системе ядерных приборов запитывают от модуля энергоснабжения сигнала, в инициирующей цепи используют две ветки обратной связи - обратная связь нижнего и верхнего уровня, при превышении порога и срабатывании расчетного значения в системе ядерных приборов два сигнала обратной связи меняют местами;- stage (3.2): the initiating circuit in the nuclear instrument system is powered from the signal power supply module, two feedback branches are used in the initiating circuit - the feedback of the lower and upper levels, when the threshold is exceeded and the calculated value in the nuclear instrument system is triggered, two feedback signals change places;
- этап (3.3): посредством входного модуля преобразования дискретных сигналов DI получают два сигнала обратной связи от системы ядерных приборов и преобразуют полученные значения напряжения в считываемые системой вычислительной машины сигналы с последующей передачей их в модуль преобразования цифровой величины;- stage (3.3): by means of the input module for converting discrete signals DI, two feedback signals are received from the system of nuclear devices and the obtained voltage values are converted into signals read by the computer system with their subsequent transfer to the digital value conversion module;
- этап (3.4): посредством модуля преобразования цифровой величины преобразуют считываемые вычислительной машиной сигналы значения напряжения в цифровые сигналы с признаком превышения порога технологических параметров на местах расположения датчиков, в том числе превышение порога цикла реактивности и уровня радиоактивности трубопроводов, эти цифровые сигналы передают для расчета в модуль логики остановки реактора, результат расчета передают в модуль преобразования дискретных сигналов после логической операции «или»;- stage (3.4): by means of the digital value conversion module, the voltage value signals read by the computer are converted into digital signals with a sign of exceeding the threshold of technological parameters at the locations of the sensors, including exceeding the reactivity cycle threshold and the level of radioactivity of pipelines, these digital signals are transmitted for calculation to the reactor shutdown logic module, the calculation result is transmitted to the discrete signal conversion module after the logical operation "or";
- этап (3.5): осуществляют контроль состояния сигналов в модуле преобразования цифровой величины, при этом проводят идентификацию для выходных сигналов модуля в соответствии с заданными условиями, два входных сигнала характеризующих напряжение преобразуют в выходящие в качестве цифровой величины после преобразования в случае, если они находятся в расчетных пределах, при этом напряжение одного из них составляет 0 В, а другого - 24 В, при этом состояния сигналов идентифицируют в качестве полезных сигналов, при этом если два входных сигнала, характеризующих напряжение выходят за расчетные пределы, при этом напряжение двух веток одновременно составляет 0 В или 24 В, то выходное значение сигнала используют как значение по умолчанию и состояния сигналов идентифицируют в качестве сигналов неисправности;- stage (3.5): the status of signals in the digital value conversion module is monitored, while identification is carried out for the output signals of the module in accordance with the specified conditions, the two input signals characterizing the voltage are converted into outputs as a digital value after conversion, if they are found within the calculated limits, while the voltage of one of them is 0 V, and the other is 24 V, while the signal states are identified as useful signals, while if two input signals characterizing the voltage go beyond the calculated limits, while the voltage of two branches simultaneously is 0 V or 24 V, the signal output value is used as the default value, and the signal states are identified as fault signals;
- этап (3.6): дополнительно используется модуль сбора состояния сигналов в программном обеспечении системы RTS в целях формирования значения состояния сигналов, при этом значение состояния для полезных сигналов составляет «0», а для сигналов неисправности - «1».- step (3.6): in addition, the module for collecting the state of signals in the software of the RTS system is used in order to form the value of the state of signals, while the value of the state for useful signals is "0", and for fault signals - "1".
В частных случаях допустимо выполнять техническое решение следующим образом.In special cases, it is permissible to carry out a technical solution as follows.
На первом этапе используют входной ток аналоговых сигналов, составляющий 4-20 мА, входное напряжение дискретных сигналов, составляющее 0 или 24 В, напряжение дискретных сигналов, составляющее 0 или 24 В, при этом эти типы сигналов преобразуют в цифровые сигналы, считываемые системой вычислительной машины через модуль ввода аналоговых сигналов и модуль ввода дискретных сигналов соответственно и передают в систему программного обеспечения для логической обработки и вычисления.At the first stage, the input current of analog signals is 4-20 mA, the input voltage of discrete signals is 0 or 24 V, the voltage of discrete signals is 0 or 24 V, while these types of signals are converted into digital signals read by the computer system through the analog signal input module and the discrete signal input module, respectively, and transmitted to the software system for logical processing and calculation.
На втором этапе в аналоговые сигналы включают мощность реактора, напряжение действующих шин, частота действующих шин, перепад давления главного циркуляционного насоса (ГЦНа), мощность ГЦНа, температура первого контура, давление активной зоны (АЗ), уровень компенсатора давления (КД), давление в защитной оболочке (ЗО), уровень жидкости в парогенераторе (ПГ), давление главного паропровода, расход питательной воды парогенератора (ПГ).At the second stage, the analog signals include the reactor power, the voltage of the operating tires, the frequency of the operating tires, the pressure drop of the main circulation pump (MCP), the power of the MCP, the temperature of the primary circuit, the pressure of the core (AZ), the level of the pressure compensator (CP), the pressure in containment, the liquid level in the steam generator (SG), the pressure of the main steam line, the consumption of the feed water of the steam generator (SG).
На третьем этапе в дискретные сигналы включают превышение порога цикла реактивности, превышение порога плотности нейтронов, превышение порога линейного энерговыделения топливного стержня (ТС), превышение порога запаса до кризиса кипения, превышение порога радиоактивности главного паропровода, превышение порога ускорения перемещения в землетрясении, превышение порога напряжения выключателя остановки реактора.At the third stage, discrete signals include exceeding the reactivity cycle threshold, exceeding the neutron density threshold, exceeding the linear energy release threshold of the fuel rod (TC), exceeding the margin before the boiling crisis, exceeding the radioactivity threshold of the main steam pipeline, exceeding the acceleration threshold in an earthquake, exceeding the voltage threshold reactor shutdown switch.
На упомянутом четвертом этапе осуществляют нижеследующие действия:At the mentioned fourth stage, the following actions are carried out:
- этап (4.1): собранные значения состояния сигналов используют для реализации логической операции аварийной остановки реактора на основании значений состояния сигналов, при этом значение сигналов без идентификации состояния передают в первоначальный модуль логической операции остановки реактора;- step (4.1): the collected signal state values are used to implement the logical operation of the emergency shutdown of the reactor based on the status values of the signals, while the value of the signals without state identification is transferred to the initial module of the logical operation of the reactor shutdown;
- этап (4.2): значения состояния четырех сигналов одной точки контроля собирают в целях логического вычисления операции «3 из 4», при этом логическое вычисление «2 из 4» осуществляют для соответствующих сигналов реактивности активной зоны (АЗ), при этом по отношению к измерительным сигналам резервированных технологических систем осуществляют «2 из 3» для значений состояния сигналов каждой технологической системы с последующим логическим вычислением «3 из 4» для результатов вычисления «2 из 3» каждой технологической системы;- stage (4.2): the state values of the four signals of one control point are collected for the purpose of logical calculation of the operation "3 of 4", while the logical calculation of "2 of 4" is carried out for the corresponding signals of the reactivity of the active zone (AZ), while in relation to measuring signals of redundant technological systems are carried out "2 out of 3" for the values of the signal state of each technological system, followed by logical calculation "3 out of 4" for the calculation results "2 out of 3" of each technological system;
- этап (4.3): если несколько из четырех входных сигналов в одной точке контроля одновременно составляют «1» и превышают заданное значение, то данную точку контроля определяют как ненадежную, во избежание снижения категории защитной функции реакторной установки (РУ) АЭС из-за отказа сигналов приборов, обеспечивают немедленное срабатывание сигнала аварийной остановки реактора;- stage (4.3): if several of the four input signals at one control point are simultaneously "1" and exceed the set value, then this control point is determined as unreliable, in order to avoid a decrease in the category of the protective function of the NPP reactor plant (RU) due to failure instrument signals, provide immediate triggering of the reactor emergency stop signal;
- этап (4.4): состояния сигналов каждой точки контроля выбирают логической операцией «или» после вычисления, предусмотренного на этапах 4.1-4.3, с последующим вычислением «или» первоначальной логической операции остановки реактора, тем самым реализуют интегрирование новой и первоначальной логических операций остановки реактора, при этом сформированные после интегрирования сигналы аварийной остановки реактора преобразуют в электрические сигналы через модуль преобразования дискретных сигналов и формируют окончательную команду аварийной остановки реактора.- step (4.4): the signal states of each control point are selected by the logical operation "or" after the calculation provided in steps 4.1-4.3, followed by the calculation of the "or" of the initial logical operation of stopping the reactor, thereby integrating the new and the initial logical operations of stopping the reactor in this case, generated after the integration of the emergency stop signals of the reactor are converted into electrical signals through the module for converting discrete signals and form the final command of the emergency stop of the reactor.
Краткое описание чертежей.Brief description of the drawings.
На фигуре 1 показан сбор значений состояния аналоговых сигналов, важных для безопасности АЭС и установка логики остановки реактора, на фиг. 2 - сбор значения состояния дискретных сигналов, важных для безопасности АЭС и установка логики остановки реактора.Figure 1 shows the collection of status values of analog signals important to NPP safety and the installation of the reactor shutdown logic; 2 - collection of the state value of discrete signals important for NPP safety and installation of the reactor shutdown logic.
Осуществление технического решения.Implementation of the technical solution.
Настоящее изобретение предназначено для защиты АЭС и описано ниже подробно со ссылками на чертежи.The present invention is intended to protect nuclear power plants and is described in detail below with reference to the drawings.
Способ аварийной остановки реактора на основании состояния сигналов приборов, важных для безопасности АЭС в данном изобретении, включает нижеследующие этапы:The method for emergency shutdown of the reactor based on the state of the signals of the instruments important for the safety of the nuclear power plant in this invention includes the following steps:
Этап 1: разделение сигналов приборов, важных для безопасности АЭС.Stage 1: separation of signals from devices important to the safety of the nuclear power plant.
Сигналы приборов, важных для безопасности АЭС разделяют на два типа - аналоговые сигналы и дискретные сигналы. В том числе в обычном случае входной ток аналоговых сигналов составляет 4-20 мА, входное напряжение дискретных сигналов составляет 0 В или 24 В. Эти два типа сигналов преобразуются в цифровые сигналы, считываемые системой вычислительной машины через модуль ввода аналоговых сигналов (AI) и модуль ввода дискретных сигналов (DI) соответственно и входят в систему программного обеспечения для логической обработки и вычисления.Signals from devices important for NPP safety are divided into two types - analog signals and discrete signals. Including, in the usual case, the input current of analog signals is 4-20 mA, the input voltage of discrete signals is 0 V or 24 V. These two types of signals are converted into digital signals read by the computer system through the analog input module (AI) and the module discrete signal inputs (DI), respectively, and are included in the software system for logic processing and computation.
Этап 2: сбор значений состояния аналоговых сигналов, важных для безопасности АЭС.Stage 2: Collecting status values of analog signals important to NPP safety.
В аналоговые сигналы, важные для безопасности АЭС включены мощность реактора, напряжение действующих шин, частота действующих шин, перепад давления главного циркуляционного насоса (ГЦНа), мощность ГЦНа, температура первого контура, давление активной зоны (АЗ), уровень компенсатора давления (КД), давление в защитной оболочке (30), уровень жидкости в парогенераторе (ПГ), давление главного паропровода, расход питательной воды парогенератора (ПГ) и т.д.The analog signals important for NPP safety include the reactor power, the voltage of the operating tires, the frequency of the operating tires, the differential pressure of the main circulation pump (MCP), the power of the MCP, the temperature of the primary circuit, the pressure of the core (AZ), the level of the pressure compensator (CP), pressure in the containment shell (30), liquid level in the steam generator (SG), pressure of the main steam line, feed water flow of the steam generator (SG), etc.
Как показано на фигуре 1 (не включая пунктирную линию), аналоговые сигналы, важные для безопасности АЭС формируют датчики, расположенные в разных важных для безопасности точках контроля на станции. В каждой точке контроля, как правило, расположены четыре взаимно резервированных датчика. Сигналы четырех датчиков одной точки контроля поступают в четыре резервированных канала системы RTS в виде тока 4-20 мА. RTS представляет собой систему программного и аппаратного обеспечения для аварийной остановки реактора. В каждом канале предусмотрен модуль энергоснабжения и сбора сигналов (аппаратное обеспечение), модуль преобразования входного сигнала (аппаратное обеспечение), модуль преобразования физической величины (программное обеспечение), модуль логики остановки реактора (программное обеспечение), модуль логики «или» (программное обеспечение), модуль преобразования выходного сигнала (аппаратное обеспечение).As shown in Figure 1 (not including the dotted line), analog signals important to the safety of a nuclear power plant are generated by sensors located at various safety critical points of control in the plant. At each monitoring point, as a rule, there are four mutually redundant sensors. The signals from four sensors from one monitoring point are fed into four redundant channels of the RTS system in the form of 4-20 mA current. RTS is a software and hardware system for emergency shutdown of a reactor. Each channel has a power supply and signal acquisition module (hardware), an input signal conversion module (hardware), a physical quantity conversion module (software), a reactor shutdown logic module (software), an "or" logic module (software) , output signal conversion module (hardware).
Исходный способ аварийной остановки реактора на основании аналоговых сигналов реализуют таким образом, что датчики запитаны от модуля энергоснабжения и сбора сигналов и отрегулированный ток передается в модуль ввода аналоговых сигналов (AI). Модуль AI преобразует собранные значения тока в сигналы, считываемые системой вычислительной машины, и передает в модуль преобразования физической величины программного обеспечения. Модуль преобразования физической величины преобразует машиночитаемые сигналы с признаком значения тока в сигналы физической величины с признаком технологических параметров в точках контроля, таких как значения давления, температуры и расхода и т.д. Эти значения поступают в логический модуль остановки реактора для расчета логики остановки реактора. В случае, когда результат расчета превышает эксплуатационный допустимый предел, немедленно срабатывает сигнал аварийной остановки реактора, который передается в модуль преобразования дискретных сигналов (DO) после логической операции «или». Модуль DO преобразует сигналы вычислительной машины в электрические сигналы и формирует окончательную команду аварийной остановки реактора.The original method for emergency shutdown of the reactor based on analog signals is implemented in such a way that the sensors are powered from the power supply and signal acquisition module and the regulated current is transmitted to the analog input module (AI). The AI module converts the collected current values into signals read by the computer system and transfers it to the software physical quantity conversion module. The physical quantity conversion module converts machine-readable signals with a sign of a current value into signals of a physical quantity with a sign of technological parameters at control points, such as pressure, temperature and flow values, etc. These values are fed to the reactor shutdown logic module to calculate the reactor shutdown logic. In the case when the result of the calculation exceeds the operational permissible limit, the reactor emergency stop signal is immediately triggered, which is transmitted to the digital signal conversion (DO) module after the logical operation "or". The DO module converts the computer signals into electrical signals and generates the final emergency stop command for the reactor.
Как показано на фигуре 1 (левая пунктирная рамка) способ реализации сбора значений состояния аналоговых сигналов, предложенный в настоящем изобретении, заключается в том, что предусмотрен контроль состояния сигналов в модуле преобразования физической величины, т.е. добавлена идентификация для выходных сигналов модуля в соответствии с заданными условиями. Когда принятый модулем входной сигнал с признаком значения тока находится в пределах расчетного диапазона (например, для 4-20 мА, допустима погрешность 5%), то выходной сигнал представляет собой преобразованную величину сигнала с характеристикой технологического параметра и состояние сигнала идентифицируется в качестве полезного сигнала. Когда отклонение входного сигнала с признаком значения тока превышает 5% от расчетного диапазона (входное значение тока меньше 3,2 мА или больше 20,8 мА), то значение выходного сигнала задают параметрами верхнего и нижнего пределов, и состояние сигнала идентифицируют в качестве сигнала неисправности. Кроме того, в системное программное обеспечение системы RTS добавлен модуль сбора состояния сигналов. Значение состояния для полезного сигнала составляет «0», а для сигнала неисправности - «1». После этого собранные значения состояния сигналов используют для реализации логики аварийной остановки реактора на основании значений состояния сигналов, как указано выше на этапе 4. При этом передают значение сигналов без идентификации состояния в первоначальный модуль логики остановки реактора.As shown in FIG. 1 (left dashed frame), the method for realizing the acquisition of analog signal state values proposed in the present invention consists in monitoring the state of signals in a physical quantity conversion unit, i.e. added identification for module outputs according to specified conditions. When the input signal received by the module with the indication of the current value is within the calculated range (for example, for 4-20 mA, the error is 5%), then the output signal is a converted signal value with a characteristic of the process variable and the signal state is identified as a useful signal. When the deviation of the input signal with the indication of the current value exceeds 5% of the calculated range (the input current value is less than 3.2 mA or more than 20.8 mA), then the value of the output signal is set by the parameters of the upper and lower limits, and the state of the signal is identified as a fault signal ... In addition, a signal status acquisition module has been added to the RTS system software. The status value for the useful signal is "0", and for the fault signal - "1". The collected signal state values are then used to implement the reactor shutdown logic based on the signal state values, as described in step 4 above. This transfers the stateless signal value to the original reactor shutdown logic module.
В соответствии с настоящим изобретением предусмотрен способ сбора значения состояния для аналоговых сигналов, важных для безопасности АЭС. На основе принципа передачи аналоговых сигналов, смоделирована схема контроля за состоянием диапазона значения входного тока с целью идентификации состояния неисправности аналоговых сигналов в таких случаях, как неисправности в пробоотборных линиях, датчиках и линиях, и сбора значений состояния аналоговых сигналов.In accordance with the present invention, a method is provided for acquiring a status value for analog signals important to the safety of a nuclear power plant. Based on the principle of analog signal transmission, a circuit has been modeled for monitoring the state of the input current value range in order to identify the fault condition of the analog signals in such cases as faults in the sampling lines, sensors and lines, and collect the status values of the analog signals.
Этап 3: сбор значений состояния дискретных сигналов, важных для безопасности АЭС.Stage 3: Collecting status values of discrete signals important for NPP safety.
В дискретные сигналы, важные для безопасности АЭС, как правило, включены превышение порога цикла реактивности, превышение порога плотности нейтронов, превышение порога линейного энерговыделения топливного стержня ТС, превышение порога запаса до кризиса кипения (DNBR), превышение порога радиоактивности главного паропровода, превышение порога ускорения перемещения в землетрясении, превышение порога напряжения выключателя остановки реактора и т.д.Discrete signals important for NPP safety, as a rule, include exceeding the reactivity cycle threshold, exceeding the neutron density threshold, exceeding the threshold of linear energy release of the vehicle fuel rod, exceeding the stock before boiling crisis (DNBR), exceeding the radioactivity threshold of the main steam pipeline, exceeding the acceleration threshold displacement in an earthquake, exceeding the voltage threshold of the reactor shutdown switch, etc.
Как показано на фигуре 2 (не включая пунктирную линию), дискретные сигналы, важные для безопасности АЭС, как правило, получают путем вычисления системой ядерных приборов измерительных сигналов датчиков для показания превышения порога ключевых параметров во время эксплуатации реактора. Вышеупомянутые датчики подразделяются на 4 группы и передают сигналы измерения в четыре резервированные системы ядерных приборов соответственно, по результатам вычисления которых определяется превышение порога ключевых параметров. Сигналы в виде напряжения 0 В или 24 В передаются в четыре резервированных канала системы RTS соответственно.As shown in FIG. 2 (not including the dotted line), discrete signals important to the safety of a nuclear power plant are typically obtained by a nuclear instrumentation system calculating sensor measurement signals to indicate that key parameter thresholds have been exceeded during reactor operation. The above-mentioned sensors are subdivided into 4 groups and transmit measurement signals to four redundant systems of nuclear devices, respectively, according to the calculation results of which the exceeding of the threshold of key parameters is determined. Signals in the form of 0 V or 24 V are transmitted to four redundant channels of the RTS system, respectively.
Способ аварийной остановки реактора на основании дискретных сигналов реализуется таким образом, что инициирующая цепь в системе ядерных приборов запитана от модуля энергоснабжения сигнала (аппаратное обеспечение). При нормальной ситуации в инициирующей цепи предусмотрены две ветки обратной связи - обратная связь нижнего и верхнего уровней. При превышении порога и срабатывании расчетного значения в системе ядерных приборов два сигнала обратной связи меняются местами: входной модуль преобразования дискретных сигналов DI (аппаратное обеспечение) принимает два сигнала обратной связи от системы ядерных приборов и преобразует полученные значения напряжения в считываемые системой вычислительной машины сигналы с последующей передачей их в модуль преобразования цифровой величины (программное обеспечение). Модуль преобразования цифровой величины преобразует считываемые вычислительной машиной сигналы значения напряжения в цифровые сигналы с признаком превышения порога технологических параметров на местах расположения датчиков, в том числе превышение порога цикла реактивности и уровня радиоактивности трубопроводов. Эти цифровые сигналы поступают для расчета в модуль логики остановки реактора. В случае, когда результат расчета превышает эксплуатационный допустимый предел, срабатывает сигнал аварийной остановки реактора, который передается в модуль преобразования дискретных сигналов (DO) после логической операции «или». Модуль DO преобразует сигналы вычислительной машины в электрические сигналы для формирования окончательной команды аварийной остановки реактора.The method for emergency shutdown of the reactor based on discrete signals is implemented in such a way that the initiating circuit in the nuclear instrumentation system is powered from the signal power supply module (hardware). In a normal situation, two feedback branches are provided in the initiating circuit - the feedback of the lower and upper levels. When the threshold is exceeded and the calculated value is triggered in the system of nuclear instruments, two feedback signals are interchanged: the input module for converting discrete signals DI (hardware) receives two feedback signals from the system of nuclear instruments and converts the obtained voltage values into signals read by the computer system with subsequent by transferring them to the digital value conversion module (software). The digital value conversion module converts the voltage value signals read by the computer into digital signals with a sign of exceeding the threshold of technological parameters at the locations of the sensors, including exceeding the reactivity cycle threshold and the level of radioactivity of pipelines. These digital signals are fed to the reactor shutdown logic module for calculation. In the case when the result of the calculation exceeds the operational permissible limit, the reactor emergency stop signal is triggered, which is transmitted to the discrete signal conversion (DO) module after the logical operation "or". The DO module converts the computer signals into electrical signals to generate the final emergency shutdown command for the reactor.
Осуществление сбора значений состояния дискретных сигналов, предложенное в настоящем изобретении показано на фигуре 2 (левая пунктирная рамка). Предусмотрен контроль состояния сигналов в модуле преобразования цифровой величины, то есть добавлена идентификация для выходных сигналов модуля в соответствии с заданными условиями. Два входных сигнала характеризующих напряжение выходят в качестве цифровой величины после преобразования в случае, если они находятся в расчетных пределах, при этом напряжение одного из них составляет 0 В, а другого - 24 В, при этом состояния сигналов идентифицированы в качестве полезных сигналов. В случае, если два входных сигнала, характеризующих напряжение выходят за расчетные пределы, при этом напряжение двух веток одновременно составляет 0 В или 24 В, то выходное значение сигнала является значением по умолчанию и состояния сигналов идентифицируют в качестве сигналов неисправности. Кроме того, добавлен модуль сбора состояния сигналов в программном обеспечении системы RTS в целях формирования значения состояния сигналов. Значение состояния для полезных сигналов составляет «0», а для сигналов неисправности - «1». Собранные значения состояния сигналов предназначены для реализации новой логики аварийной остановки реактора, см. этап 4. Значение сигналов без идентификации состояния передается в первоначальный модуль логики остановки реактора.The implementation of the collection of state values of discrete signals proposed in the present invention is shown in figure 2 (left dotted frame). Monitoring of the status of signals in the digital value conversion module is provided, that is, identification has been added for the output signals of the module in accordance with the specified conditions. Two input signals characterizing the voltage are output as a digital value after conversion if they are within the calculated limits, while the voltage of one of them is 0 V, and the other is 24 V, while the signal states are identified as useful signals. In the event that two input signals characterizing the voltage go beyond the calculated limits, while the voltage of the two branches is simultaneously 0 V or 24 V, then the output signal value is the default value and the signal states are identified as fault signals. In addition, a signal state acquisition module has been added in the RTS software to generate a signal state value. The status value for useful signals is "0" and for fault signals - "1". The collected signal state values are intended to implement the new reactor shutdown logic, see step 4. The signal value without state identification is transferred to the original reactor shutdown logic module.
Данный этап обеспечивает способ получения значения состояния для дискретных сигналов, важных для безопасности АЭС. Схема контроля за состоянием значения напряжения переключаемых сигналов выполнена в соответствии с принципом передачи дискретных сигналов. Состояние неисправности дискретного сигнала распознается при таких случаях, как неисправность электропитания, цепи, программного и аппаратного обеспечения системы ядерных приборов и сбора значения состояния дискретных сигналов.This step provides a way to obtain the status value for discrete signals important to the safety of the nuclear power plant. The circuit for monitoring the state of the voltage value of the switched signals is made in accordance with the principle of transmission of discrete signals. Discrete signal failure condition is recognized under such cases as power failure, circuit failure, nuclear instrumentation software and hardware failure, and collection of discrete signal status value.
Этап 4: реализация логики аварийной остановки реактора на основании значений состояния сигналов.Step 4: Implement the reactor emergency shutdown logic based on the signal state values.
Способ реализации логики аварийной остановки реактора на основании значений состояния сигналов в заявленном изобретении приведен на фигурах 1 и 2 (правая пунктирная рамка). Собранные значения состояния сигналов используют для реализации логики аварийной остановки реактора на основании значений состояния сигналов. При этом значения сигналов без идентификации состояния (аналоговый или дискретный сигнал) передаются в первоначальный модуль логики остановки реактора.A method for implementing the logic of an emergency shutdown of the reactor based on the values of the signal state in the claimed invention is shown in Figures 1 and 2 (right dashed frame). The collected signal state values are used to implement the emergency shutdown logic of the reactor based on the signal state values. In this case, the signal values without state identification (analog or digital signal) are transferred to the original reactor shutdown logic module.
Значения состояния четырех сигналов одной точки контроля собирают в целях логического вычисления «3 из 4» (каждый канал соответствует одному сигналу, разные каналы соединяются посредством промышленной сети с целью реализации обмена информацией). Логическое вычисление «2 из 4» осуществляют для соответствующих сигналов реактивности АЗ (превышение порога цикла реактивности, превышение порога плотности нейтронов, мощность реактора). По отношению к измерительным сигналам резервированных технологических систем (например, напряжение действующих шин, частота действующих шин, мощность ГЦНа) осуществляют «2 из 3» для значений состояния сигналов каждой технологической системы с последующим логическим вычислением «3 из 4» для результатов вычисления «2 из 3» каждой технологической системы (например, установлено четыре резервированных технологических системы, при этом каждая технологическая система содержит по три измерительных сигнала).The status values of four signals of one control point are collected for the purpose of logical calculation "3 of 4" (each channel corresponds to one signal, different channels are connected through the industrial network in order to implement information exchange). The logical calculation "2 out of 4" is carried out for the corresponding signals of the reactor core reactivity (exceeding the reactivity cycle threshold, exceeding the neutron density threshold, reactor power). With respect to the measuring signals of redundant technological systems (for example, the voltage of the existing buses, the frequency of the existing buses, the power of the MCP), “2 of 3” is performed for the values of the signal state of each technological system, followed by logical calculation “3 of 4” for the results of the calculation “2 of 3 ”of each process system (for example, four redundant process systems are installed, and each process system contains three measurement signals).
Если значения нескольких из четырех входных сигналов в одной точке контроля одновременно составляют «1» и превышают заданное в логике значение, то данная точка контроля не надежна. Во избежание снижения категории защитной функции реакторной установки (РУ) АЭС из-за отказа сигналов приборов, сигнал аварийной остановки реактора срабатывает немедленно.If the values of several of the four input signals at one monitoring point are simultaneously "1" and exceed the value specified in the logic, then this monitoring point is not reliable. In order to avoid a decrease in the category of the protective function of the NPP reactor plant (RU) due to the failure of instrument signals, the emergency shutdown signal of the reactor is triggered immediately.
Состояния сигналов каждой точки контроля важной для безопасности выбирают логической операцией «или» после вышеуказанного вычисления с последующим вычислением «или» с первоначальной логической операцией остановки реактора. Тем самым реализуется интегрирование новой и первоначальной логических операций остановки реактора. Сформированные после интегрирования сигналы аварийной остановки реактора преобразуются в электрические сигналы через модуль преобразования дискретных сигналов (DO) и формируется окончательная команда аварийной остановки реактора.Signal states of each control point important to safety are selected by the logical operation "or" after the above calculation, followed by the calculation of "or" with the initial logical operation of stopping the reactor. Thus, the integration of the new and the original logical operations of stopping the reactor is realized. The signals of the reactor emergency stop generated after integration are converted into electrical signals through the digital signal conversion (DO) module and the final command of the reactor emergency stop is generated.
Часто употребляемые на АЭС режимы осуществления логики остановки реактора на основании значений сигналов приборов, важных для безопасности, приведены в таблице 1.Modes of reactor shutdown logic that are frequently used at NPPs based on the signal values of devices important to safety are shown in Table 1.
Claims (22)
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202010230016.7 | 2020-03-27 | ||
| CN202010230016.7A CN111292862B (en) | 2020-03-27 | 2020-03-27 | Emergency reactor shutdown method based on signal state of safety important instrument of nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2743250C1 true RU2743250C1 (en) | 2021-02-16 |
Family
ID=71027902
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020122555A RU2743250C1 (en) | 2020-03-27 | 2020-07-08 | Method of emergency shutdown of the reactor based on the state of signals of devices important for nuclear power plants’ safety |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN111292862B (en) |
| RU (1) | RU2743250C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2787344C1 (en) * | 2021-06-16 | 2023-01-09 | Цзянсуская корпорация по ядерной энергетике | Control and measuring installation for the channel of discrete signals and its operation method |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113238535B (en) * | 2021-06-03 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | Fault diagnosis method and system for nuclear safety level DCS analog input module |
| CN113721480B (en) * | 2021-08-13 | 2023-07-07 | 中广核工程有限公司 | Nuclear power plant diversified protection signal simulation method and system |
| CN114694858A (en) * | 2022-03-09 | 2022-07-01 | 深圳中广核工程设计有限公司 | Automatic low-pressure full-speed cooling method and system for nuclear power plant unit |
| CN115346696B (en) * | 2022-08-17 | 2024-01-30 | 中国核动力研究设计院 | Verification system and method for nuclear safety level reactor core cooling monitoring system |
| CN115359932B (en) * | 2022-08-19 | 2023-09-26 | 中国核动力研究设计院 | P11 non-permission signal generation device and method and related system for nuclear power plant |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2150756C1 (en) * | 1999-01-28 | 2000-06-10 | Грибов Алексей Алексеевич | Method for gathering and processing signals in nuclear reactor core monitoring system, and device for its embodiment |
| RU2356111C2 (en) * | 2006-08-28 | 2009-05-20 | Евгений Степанович Бахмач | Control digital system of nuclear power plant safety and method for provision of safety parametres |
| US9099207B2 (en) * | 2011-07-27 | 2015-08-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | System, method, and program for monitoring reactor core |
| RU2598649C1 (en) * | 2015-06-25 | 2016-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА") | Control system for safety of nuclear power plant |
| WO2018165353A2 (en) * | 2017-03-08 | 2018-09-13 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Digital systems and methods for high precision control in nuclear reactors |
| EP3274997A4 (en) * | 2015-03-27 | 2018-11-21 | Mitsubishi Electric Power Products, Inc. | Safety system for a nuclear power plant and method for operating the same |
| EP3659158A1 (en) * | 2017-07-28 | 2020-06-03 | Framatome | Method for monitoring a nuclear core comprising a relaxation of a threshold, and associated programme, support and nuclear reactor |
Family Cites Families (24)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB882361A (en) * | 1958-11-14 | 1961-11-15 | Thompson Nuclear Energy Co Ltd | Improvements relating to control means for nuclear reactors |
| US4253093A (en) * | 1979-05-15 | 1981-02-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Scram signal generator |
| JPS63289488A (en) * | 1987-05-22 | 1988-11-25 | Toshiba Corp | Pressure controller for containment vessel of nuclear reactor |
| JP2912425B2 (en) * | 1990-06-15 | 1999-06-28 | 株式会社日立製作所 | Reactor safety protection device |
| CN1144236C (en) * | 1999-08-19 | 2004-03-31 | 东芝株式会社 | Test method and apparatus for control bar operation monitor controlling system |
| CN1119819C (en) * | 2000-11-10 | 2003-08-27 | 清华大学 | Digital reactor protecting system based on parallel hardware and software treatment |
| JP3759044B2 (en) * | 2002-01-22 | 2006-03-22 | 三菱重工業株式会社 | Nuclear emergency response system and nuclear emergency response training system |
| KR101110741B1 (en) * | 2009-10-21 | 2012-02-24 | 한국표준과학연구원 | Crack detecting method and system for nuclear reactor |
| CN102193045A (en) * | 2010-03-19 | 2011-09-21 | 江苏核电有限公司 | Method for checking consistency of analog quantity signal channels |
| CN101968974B (en) * | 2010-08-09 | 2013-01-02 | 中广核工程有限公司 | Protecting system of nuclear power station reactor |
| WO2012035414A2 (en) * | 2010-09-17 | 2012-03-22 | Atomic Energy Of Canada Limited | Reactor shutdown trip algorithm |
| CN102157212B (en) * | 2010-11-25 | 2012-11-14 | 中广核工程有限公司 | Indicating method and system for nuclear power plant back-up control panel |
| US8559584B2 (en) * | 2010-12-20 | 2013-10-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor automatic depressurization system |
| CN102324258B (en) * | 2011-06-17 | 2014-06-04 | 中广核工程有限公司 | Method and system for preventing error drive of ATWT (Anticipated Transients without Trip) equipment cabinet |
| CN102915774B (en) * | 2011-08-02 | 2017-06-06 | 李代甫 | Nuclear reactor and nuclear reactor shut-down method |
| CN102426863B (en) * | 2011-10-31 | 2015-12-16 | 中广核工程有限公司 | Nuclear power plant reactor shutdown signal transmission system and method |
| RU2485611C2 (en) * | 2012-06-05 | 2013-06-20 | Потапов Юрий Васильевич | Method to equip fuel element shell with foil and device for its realisation |
| CN202887744U (en) * | 2012-09-27 | 2013-04-17 | 中国核电工程有限公司 | Combined active and passive emergency shut-down system |
| CN104916336B (en) * | 2014-03-12 | 2017-11-28 | 江苏核电有限公司 | A kind of reactor protection command logic handles module test device |
| CN204720173U (en) * | 2015-05-04 | 2015-10-21 | 北京广利核系统工程有限公司 | A kind of reactor protection system analog training device |
| CN205354668U (en) * | 2015-12-15 | 2016-06-29 | 中国核动力研究设计院 | Quick safe shutdown system of nuclear power plant |
| CN108733021B (en) * | 2017-11-20 | 2021-07-20 | 江苏核电有限公司 | Method for dispersing double-AP fault risk of DCS (distributed control system) |
| CN109920562B (en) * | 2019-03-25 | 2020-11-06 | 北京广利核系统工程有限公司 | Protection system control device for nuclear power station |
| CN110415850B (en) * | 2019-08-06 | 2020-12-04 | 中国核动力研究设计院 | Design method for reducing misoperation rate of reactor protection system |
-
2020
- 2020-03-27 CN CN202010230016.7A patent/CN111292862B/en active Active
- 2020-07-08 RU RU2020122555A patent/RU2743250C1/en active
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2150756C1 (en) * | 1999-01-28 | 2000-06-10 | Грибов Алексей Алексеевич | Method for gathering and processing signals in nuclear reactor core monitoring system, and device for its embodiment |
| RU2356111C2 (en) * | 2006-08-28 | 2009-05-20 | Евгений Степанович Бахмач | Control digital system of nuclear power plant safety and method for provision of safety parametres |
| US9099207B2 (en) * | 2011-07-27 | 2015-08-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | System, method, and program for monitoring reactor core |
| EP3274997A4 (en) * | 2015-03-27 | 2018-11-21 | Mitsubishi Electric Power Products, Inc. | Safety system for a nuclear power plant and method for operating the same |
| RU2598649C1 (en) * | 2015-06-25 | 2016-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА") | Control system for safety of nuclear power plant |
| WO2018165353A2 (en) * | 2017-03-08 | 2018-09-13 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Digital systems and methods for high precision control in nuclear reactors |
| EP3659158A1 (en) * | 2017-07-28 | 2020-06-03 | Framatome | Method for monitoring a nuclear core comprising a relaxation of a threshold, and associated programme, support and nuclear reactor |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2787344C1 (en) * | 2021-06-16 | 2023-01-09 | Цзянсуская корпорация по ядерной энергетике | Control and measuring installation for the channel of discrete signals and its operation method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN111292862A (en) | 2020-06-16 |
| CN111292862B (en) | 2021-12-17 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2743250C1 (en) | Method of emergency shutdown of the reactor based on the state of signals of devices important for nuclear power plants’ safety | |
| JP7203154B2 (en) | Reactor protection system and how to operate it | |
| KR102642462B1 (en) | Nuclear reactor protection systems and methods | |
| KR100931136B1 (en) | Digital reactor protection system and its driving method with tripled wp and cpu and initiation circuit structure of 2/3 logic | |
| KR100788826B1 (en) | Apparatus and method for automatic test and self-diagnosis in digital reactor protection system | |
| US6532550B1 (en) | Process protection system | |
| CN106340332A (en) | Nuclear power station digital protection control system | |
| Cheon et al. | Development strategies of an expert system for multiple alarm processing and diagnosis in nuclear power plants | |
| CN110322977B (en) | Reliability analysis method for nuclear reactor core water level monitoring system | |
| KR101569988B1 (en) | System and method for inspecting nuclear power plant monitoring system | |
| Han | Optimization of Substation Alarm Information Processing Based on BP Neural Network | |
| Yu et al. | Instrumentation and Control System | |
| Panteli et al. | Reliability assessment of SIPS based on a safety integrity level and spurious trip level | |
| Sudarno et al. | Development of PLC-based reactor protection system | |
| Bai et al. | Cause Analysis and Improvement of Abnormal Triggering Event in Radiation Monitoring Channel of NPP | |
| RU2181510C1 (en) | Method for controlling nuclear power unit | |
| CN116598032A (en) | Digital protection system of nuclear power plant based on FPGA | |
| Kim | On-line process failure diagnosis: The necessity and a comparative review of the methodologies | |
| CN116994786A (en) | Online diagnosis method for third-generation passive pressurized water reactor nuclear power station accident | |
| Lee et al. | Availability Evaluation for Architectures of the Reactor Protection System | |
| Zhao et al. | The Failure Analysis and Processing of Digital Reactor Protection System | |
| Kim et al. | Countermeasures in Integrated Model of I&C Systems and Human Operators | |
| JPS58120194A (en) | Protection device for atomic power plant |