RU2181510C1 - Способ управления ядерной энергетической установкой - Google Patents
Способ управления ядерной энергетической установкой Download PDFInfo
- Publication number
- RU2181510C1 RU2181510C1 RU2001120924/06A RU2001120924A RU2181510C1 RU 2181510 C1 RU2181510 C1 RU 2181510C1 RU 2001120924/06 A RU2001120924/06 A RU 2001120924/06A RU 2001120924 A RU2001120924 A RU 2001120924A RU 2181510 C1 RU2181510 C1 RU 2181510C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- level
- control
- control system
- power unit
- nuclear power
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
Abstract
Использование: при управлении ядерными энергетическими установками для повышения эффективности управления при одновременном увеличении эксплуатационной надежности установки. Сущность изобретения: способ заключается в сборе и обработке информации, характеризующей состояние, условия и работу установки, анализе, принятии решений и выработке управляющих воздействий в интегрированной управляющей системе; анализ, принятие решений осуществляют по крайней мере на двух уровнях интегрированной управляющей системы, при этом на одном уровне проводят оперативный контроль и управление основным технологическим процессом с обеспечением безопасности установки, на другом уровне проводят оперативно-технический контроль и управление техническим состоянием и предельными условиями безопасности установки и технологическими процессами, включая прогнозирование, а результаты контроля и прогнозирования ситуации и технического состояния оборудования передают с второго уровня интегрированной управляющей системы на ее первый уровень. 1 з.п. ф-лы.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при управлении ядерными энергетическими установками, например при управлении ядерными энергетическими установками, вырабатывающими тепловую и/или электрическую энергию.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому является способ, реализуемый при управлении ядерной энергетической установкой, заключающийся в сборе и обработке информации, характеризующей состояние, условия и работу энергоустановки, с последующим анализом, принятием решений и выработкой управляющих воздействий в интегрированной управляющей системе (см. патент США 5311562, кл.376-215, опубл.1994).
В соответствии с известным способом информация о протекающих в энергоустановке процессах, например о распределении энерговыделения в активной зоне ядерного ректора, расходе теплоносителя, распределении температур и т.д., собирается при помощи различных датчиков, распределенных по элементам и агрегатам энергоустановки. Сигналы с датчиков преобразуются в цифровые и аналоговые электрические сигналы, которые поступают в управляющую систему, состоящую из блоков обработки поступающих с датчиков сигналов, характеризующих текущую информацию о ходе всевозможных технологических процессов в ядерном реакторе, блоков сравнения поступающей информации с заданными параметрами технологического процесса. Система управления обеспечивает поддержание параметров технологического процесса в заданных пределах. При этом оператор непрерывно корректирует работу интегрированной управляющей системы и вынужден непрерывно контролировать взаимодействие всех узлов этой системы. В дальнейшем, в данном контексте, случаи, когда под понятием "оператор" будет пониматься человек, будут оговорены особо.
Недостатком известного способа управления ядерной энергетической установкой является его невысокая эффективность, что обусловлено в основном значительными нагрузками, приходящимися на операторов. Наличие огромных потоков детализированной информации о состоянии различных узлов ядерной установки, например ядерного реактора, о параметрах, характеризующих условия функционирования реакторов, вероятность наличия двусмысленной или конфликтной информации, возможность возникновения ложных аварийных сигналов и другие характеристики непрерывно поступающей информации делают работу оператора по управлению установкой весьма трудной и напряженной.
В настоящее время мощности любого реально выполнимого программно-технического комплекса не достаточны для создания системы контроля и управления АЭС, в которой отсутствует человек-оператор, поскольку объем поступающей информации настолько велик, что для оценки и принятия решения необходим целый коллектив людей-операторов, которых поддерживает мощный программно-технический комплекс. Однако современные ЭВМ не могут обеспечить обработку такого объема поступающей информации в реальном масштабе времени (on-line), а создание коллектива ограничено возможностями организации их взаимодействия.
Затрудняется анализ и принятие решений по выработке управляющих воздействий вследствие того, что вся поступающая в управляющую интегрированную систему информация оказывается рассредоточенной на больших площадях щитов управления и между большим коллективом людей-операторов. При этом резко возрастают физические и психические нагрузки, приходящиеся на человека-оператора, от состояния которого во многом зависит эффективность процесса управления установкой. Это приводит к снижению эффективности управления установкой и уменьшению ее эксплуатационной надежности, поскольку оператор при использовании известного способа постоянно оказывается в состоянии информационной перегрузки и может неоперативно прореагировать на возникновение аварийной ситуации, например, при нарушении пределов и условий безопасной эксплуатации ядерного реактора.
Задачей изобретения является повышение эффективности управления ядерной энергетической установкой при одновременном увеличении ее эксплуатационной надежности.
Достигаемый технический результат заключается в снижении информационной нагрузки на оператора и в дополнительном дублировании процесса контроля и управления.
Решение указанной задачи обеспечивается новым способом управления ядерной энергетической установкой, включающим сбор и обработку информации, характеризующей состояние, условия и работу установки, анализ, принятие решений и выработку управляющих воздействий в интегрированной управляющей системе, причем анализ, принятие решений и выработку управляющих воздействий осуществляют по крайней мере на двух уровнях интегрированной управляющей системы, при этом на одном уровне проводят оперативный контроль и управление основным технологическим процессом с обеспечением безопасности установки, на другом уровне проводят оперативно-технический контроль и управление техническим состоянием и предельными условиями безопасности установки и технологическими процессами, включая прогнозирование, а результаты контроля и прогнозирования ситуации и технического состояния оборудования передают с второго уровня интегрированной управляющей системы на ее первый уровень; при анализе и принятии решений в интегрированной управляющей системе дополнительно используют информацию, вырабатываемую персоналом аналитического центра.
Заявленный способ управления ядерной энергетической установкой базируется по крайней мере на двухуровневом построении операторского интерфейса, обеспечиваемого требуемым оборудованием управляющей системы для поддержания роли оператора, которую он выполняет на каждом уровне в процессе эксплуатации установки на всех режимах работы. В соответствии с изобретением поступающая в интегрированную управляющую систему информация распределяется по крайней мере на два уровня - технологический и технический. Кроме того, может быть предусмотрено еще несколько уровней, например третий уровень, который может быть выполнен в виде системы распределения вырабатываемой электроэнергии потребителям.
Первый "интегрированный уровень иерархии управления" является технологическим уровнем управления основным технологическим процессом, включающим, например, выработку тепловой энергии в тепловыделяющих элементах активной зоны ядерного реактора, теплоотвод выработанной энергии циркулирующим теплоносителем, преобразование тепловой энергии в электрическую и передачу ее потребителю и отведение части тепловой энергии потребителям. При проведении оперативного контроля и управления основным технологическим процессом контролируют основные параметры этого процесса при работе энергоустановки в требуемом стационарном режиме, при выходе на заданный режим и при остановке энергоустановки и при этом осуществляют управление энергоустановкой в указанных режимах. Одновременно на этом уровне осуществляют контроль и управление оборудованием системы безопасности и системы аварийной защиты. Этот уровень обеспечивает оперативную информационную модель, которая позволяет оперативно вырабатывать быструю и однозначную оценку ключевой информации основного технологического процесса и одновременно определять состояние критических функций безопасности.
Оператору этого уровня, управляющему основным технологическим процессом, предоставляется интегрированная информация о состоянии совокупности технологического оборудования энергетической ядерной установки и набора вспомогательных технологических процессов, необходимых для реализации основного технологического процесса при различных режимах работы, рекомендации, вырабатываемые персоналом аналитического центра, а также информация, относящаяся к этому уровню, от других операторов. Таким образом, технологический уровень управления обеспечивает целесообразную организацию взаимодействия различных блоков ядерной энергоустановки, реактора, турбины и т.д. для реализации основной задачи - обеспечения безопасности энергоустановки при выработке требуемой энергии. На этом уровне реализуется автоматизация принятия оперативных решений по управлению основным технологическим процессом.
На втором - техническом уровне управления - представлены оперативные информационные модели всей совокупности основного и вспомогательного технологического оборудования, включая и набор вспомогательных процессов, необходимых для управления основным технологическим процессом в различных режимах эксплуатации энергетической установки. Назначение этого уровня заключается в поддержании в процессе эксплуатации предусмотренных проектом организованности и готовности элементов энергоустановки в отношении основной задачи, реализуемой на технологическом уровне. При этом на втором уровне одновременно организуются меры по стабилизации положения при возникновении дезорганизующих внутренних и внешних процессов. На оперативно-техническом уровне осуществляют контроль параметров, характеризующих материальные и энергетические балансы энергоустановки, параметров, характеризующих состояние оборудования, непосредственно обеспечивающего ведение основного технологического процесса в требуемом стационарном режиме, при ее пуске и остановке. Кроме того, на этом уровне осуществляют контроль: состояния систем безопасности и управляющих систем безопасности; состояния критических функций безопасности; параметров безопасности, характеризующих состояние барьеров безопасности и параметров, характеризующих воздействие на них; обнаружение неисправностей во всех системах, важных для безопасности, с принятием мер по поддержанию безопасного состояния. Здесь принимают меры по поддержанию безопасного состояния; обнаруживают аварии и принимают корректирующие меры; принимают меры по защите персонала; осуществляют оперативное управление и контроль за процессом в случае запроектной аварии и др.
Оператор технического уровня обеспечивает контроль и управление вспомогательными процессами и получает информацию о вспомогательном технологическом оборудовании и вспомогательных технологических процессах и их влиянии на высший уровень - производство энергии. При осуществлении уровня оперативно-технического контроля и управления оператору, использующему информацию из интегрированной управляющей системы, поступает также информация, относящаяся к этому уровню, от оператора, управляющего основным технологическим процессом, и рекомендации, вырабатываемые персоналом аналитического центра.
Реализацию заявленного способа рассмотрим на примере информационной модели управления ядерной энергетической установкой на основе ядерного реактора типа ВВЭР.
Для организации эффективной и безопасной эксплуатации блока атомной станции требуется обеспечение следующих условий: энергетический объект должен иметь коэффициент готовности для выполнения производственных задач, близкий к единице; объект управления должен иметь отказоустойчивую структуру основного и вспомогательного технологического оборудования; а так как абсолютно надежного оборудования в природе не существует, то должна быть предусмотрена система, обеспечивающая постоянный контроль и диагностику состояния основного и вспомогательного технологического оборудования и управление такой реконфигурации совокупности основного и вспомогательного технологического оборудования, чтобы готовность для выполнения производственных задач поддерживать на уровне, близком к единице.
Таким образом, кроме управляющих систем энергоблока атомной станции, обеспечивающих ведение технологического процесса и функционирующих в реальном времени, должны быть предусмотрены система контроля и управления, обеспечивающие оперативный и долговременный прогноз состояния совокупности основного и вспомогательного технологического оборудования и выработки ресурса в процессе эксплуатации.
Известно, что технологический тракт производства энергии в реакторах типа ВВЭР имеет два контура. Первый контур включает в себя реактор, центробежные насосы (ГЦН), обеспечивающие движения теплоносителя, парогенераторы, в которых тепло передается теплоносителю второго контура, трубопроводы, задвижки, клапаны, обеспечивающие транспорт теплоносителя в пределах первого контура, ряд дополнительных устройств, обеспечивающих работу реактора, например компенсатор объема и др. Второй контур включает в себя парогенераторы, трубопроводы, паровую турбину (или несколько турбин), конденсатор, деаэратор, конденсатный насос и др. На АЭС имеется также и третий, незамкнутый контур - производства электроэнергии, включающий генератор, трансформаторы, распределительные устройства, линии электропередачи и др.
Основным технологическим процессом в АЭС является процесс генерации и отвода тепла в ядерном реакторе. Именно он и принят в интегрированной системе в качестве первого уровня оперативного контроля и управления. Для обеспечения работы оператора этого уровня он непосредственно получает информацию, позволяющую контролировать основной технологический процесс и организовывать управление ядерной энергетической установкой: мощность и ее распределение по объему активной зоны реактора и ее изменение (реактивность); теплоотвод от активной зоны; работу парогенератора и отпуск электроэнергии потребителям. Одновременно на этом уровне оператор получает "обобщенную" информацию, характеризующую состояние основного технологического процесса. К ней относятся: целостность границы первого контура; целостность оболочки ТВЭЛ; целостность гермооболочки; состояние главных центробежных насосов (ГЦН); состояние второго контура; состояние систем отвода остаточного тепловыделения, впрыска бора; радиационную обстановку в реакторном помещении и АЭС в целом и др.
Обобщенная информация поступает к оператору первого уровня интегрированной управляющей системы от оператора второго уровня в нормальных условиях без существенной детализации. Например, ГНЦ является достаточно сложным агрегатом, управление состоянием которого определяется большим количеством параметров. Все управление им сосредоточено у оператора второго уровня, а оператор первого получает в нормальных условиях только сигнал работает или нет ГНЦ, состояние его нормальное (работоспособное) или нет. По требованию оператора первого уровня поступают сведения от оператора второго уровня можно (или рекомендовано) в данном режиме остановить или запустить тот или иной ГЦН. Последнее осуществляется как в стационарном режиме, так, и что особенно существенно, при переменных режимах - при выходе на заданный режим и при остановке энергоустановки.
На втором - техническом уровне управления - оператор получает информацию, позволяющую контролировать технологическое оборудование и вспомогательные технологические процессы, необходимые для решения основного технологического процесса в различных режимах эксплуатации установки. К ним относятся детальные данные по состоянию оборудования первого контура, а именно ГЦН, компенсатор объема, задвижки, клапаны, трубопроводы; оборудование электрической части; оборудование второго контура: парогенератор, турбина, деаэратор, насосы и др.; оборудование электрической части: генератор, трансформаторы, распределительные устройства и др. ; системы отвода остаточного тепла; системы впрыска бора; системы радиационного контроля и др.
Оператор второго уровня получает также от оператора первого уровня информацию по параметрам, характеризующим основной технологический процесс, для прогнозирования состояния энергоустановки и решения задач, не требующих оперативного (немедленного) вмешательства в основной технологический процесс. Например, он получает данные по распределению плотности потока нейтронов по объему реактора с целью обеспечения стратегии по организации оптимального равномерного выгорания топлива и выбора стратегии его перегрузок. На основе проводимых на этом уровне расчетов передаются данные оператору первого уровня.
Заявленный способ позволяет существенно повысить эффективность управления ядерной энергетической установкой за счет введения по крайней мере двух уровней построения операторского интерфейса, что позволяет значительно снизить нагрузки, приходящиеся на каждого оператора. За счет этого повышается эксплуатационная надежность энергоустановки. Наличие второго уровня поддерживает степень готовности блока к выполнению задачи с высокой точностью и с учетом условий безопасности эксплуатации.
Claims (2)
1. Способ управления ядерной энергетической установкой, заключающийся в сборе и обработке информации, характеризующей состояние, условия и работу установки, анализе, принятии решений и выработке управляющих воздействий в интегрированной управляющей системе, отличающийся тем, что анализ, принятие решений осуществляют по крайней мере на двух уровнях интегрированной управляющей системы, при этом на одном уровне проводят оперативный контроль и управление основным технологическим процессом с обеспечением безопасности установки, на другом уровне проводят оперативно-технический контроль и управление техническим состоянием и предельными условиями безопасности установки и технологическими процессами, включая прогнозирование, а результаты контроля и прогнозирования ситуации и технического состояния оборудования передают с второго уровня интегрированной управляющей системы на ее первый уровень.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при анализе и принятии решений в интегрированной управляющей системе дополнительно используют информацию, вырабатываемую персоналом аналитического центра.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001120924/06A RU2181510C1 (ru) | 2001-07-27 | 2001-07-27 | Способ управления ядерной энергетической установкой |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001120924/06A RU2181510C1 (ru) | 2001-07-27 | 2001-07-27 | Способ управления ядерной энергетической установкой |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2181510C1 true RU2181510C1 (ru) | 2002-04-20 |
Family
ID=20252112
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2001120924/06A RU2181510C1 (ru) | 2001-07-27 | 2001-07-27 | Способ управления ядерной энергетической установкой |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2181510C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8566139B2 (en) | 2005-05-20 | 2013-10-22 | Diakont Advanced Technologies, Inc. | Method for deterministic safety analysis in non-stationary high risk system, control method and control system using thereof |
-
2001
- 2001-07-27 RU RU2001120924/06A patent/RU2181510C1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8566139B2 (en) | 2005-05-20 | 2013-10-22 | Diakont Advanced Technologies, Inc. | Method for deterministic safety analysis in non-stationary high risk system, control method and control system using thereof |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN108336725B (zh) | 电网调度设备监控管理及智能分析系统 | |
Yong-kuo et al. | Research and design of distributed fault diagnosis system in nuclear power plant | |
CN104240781B (zh) | 核电厂数字化仪控系统的信号分配方法及系统 | |
RU2743250C1 (ru) | Способ аварийной остановки реактора на основании состояния сигналов приборов,важных для безопасности АЭС | |
CN109213108A (zh) | 一种核电站操纵员运行辅助支持系统以及方法 | |
Varde et al. | Role of prognostics in support of integrated risk-based engineering in nuclear power plant safety | |
RU2549514C2 (ru) | Система прогнозирования и оценки безопасности опасного производственного объекта с использованием комплексной модели обеспечения безопасности | |
TWI289861B (en) | Structured approach for risk-informing deterministic safety analyses | |
Wu et al. | Research on rapid source term estimation in nuclear accident emergency decision for pressurized water reactor based on Bayesian network | |
Balachandran et al. | Component-level reliability evaluation model for cyber power devices | |
Tripathi et al. | Dynamic reliability framework for a Nuclear Power Plant using dynamic flowgraph methodology | |
RU2181510C1 (ru) | Способ управления ядерной энергетической установкой | |
CN107093151A (zh) | 电力系统智能化断面管理及在线安全校核系统 | |
CN110110967A (zh) | 一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法 | |
Hao et al. | Modeling and simulation of loss of power in nuclear power plant | |
Xinyu et al. | Methodology for updating GO-FLOW model to handle scenario changes in nuclear power plants | |
Zhenying et al. | Development of Fuel Product Barrier Monitoring System Based on State Functions in State‐Oriented Emergency Operating Procedure | |
WEI et al. | A validation method for emergency operating procedures of nuclear power plants based on dynamic multi-level flow modeling | |
Gustafsson | Reliability analysis of safety-related digital instrumentation and control in a nuclear power plant | |
JPH063637B2 (ja) | プロセスプラントの異常時計画支援装置 | |
Hugo et al. | Example Work Domain Analysis for a Reference Sodium Fast Reactor | |
Kong et al. | Design of Active Fault Diagnosis and Repair System for Active Distribution Networks Based on Decision Tree Algorithm | |
Wu et al. | Applications of Data Mining in Conventional Island of Nuclear Power Plant | |
He | Application Research of the Computer-Based Post-Accident Monitoring System on the Third Generation Nuclear Power Plant | |
Zheng et al. | Discussion of Full Digital I&C System for AP1000 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050728 |
|
NF4A | Reinstatement of patent | ||
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20120728 |