RU2593389C1 - Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки - Google Patents

Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки Download PDF

Info

Publication number
RU2593389C1
RU2593389C1 RU2015101302/07A RU2015101302A RU2593389C1 RU 2593389 C1 RU2593389 C1 RU 2593389C1 RU 2015101302/07 A RU2015101302/07 A RU 2015101302/07A RU 2015101302 A RU2015101302 A RU 2015101302A RU 2593389 C1 RU2593389 C1 RU 2593389C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
subsystem
pulse
control
signals
reactor
Prior art date
Application number
RU2015101302/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Александрович Овчинников
Галина Николаевна Пикулина
Михаил Борисович Романов
Константин Владимирович Кожевников
Дмитрий Викторович Мамаев
Андрей Михайлович Пичугин
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом"
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом", Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом"
Priority to RU2015101302/07A priority Critical patent/RU2593389C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2593389C1 publication Critical patent/RU2593389C1/ru

Links

Images

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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ) может быть использована для создания систем контроля, управления и измерения в составе систем управления и защиты СУЗ ИЯУ, для обеспечения безопасности работы ИЯУ в импульсном, квазиимпульсном и статическом режимах. Технический результат - повышение точности и надежности мониторинга выходных характеристик ИЯУ при всех режимах работы ИЯУ. Автоматизированная система контроля включает систему измерения физических характеристик, построенную по многоканальному параллельному принципу и содержащую подсистему контроля мощности с токовыми и импульсными ионизационными камерами, подсистему контроля температуры и подсистему накопления и обработки информации, включающую процессоры, работающие по заданным программам, обрабатывающие и преобразующие сигналы датчиков с сохранением данных и передачей их для формирования сигналов аварийной защиты в вычислительное устройство более высокого уровня, кроме этого содержит подсистему контроля параметров импульса ИЯУ и подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов. 1 ил.

Description

Изобретение относится к системам сбора и обработки сигналов и может быть использовано для автоматизации процессов измерения основных нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ), для создания систем контроля, управления и измерения в составе систем управления и защиты (СУЗ) ИЯУ, для обеспечения безопасности работы ИЯУ в импульсном, квазиимпульсном и статическом режимах. К автоматизированным системам контроля ИЯУ предъявляются высокие требования по надежности их работы, так как от этого зависит безопасность функционирования установки в целом. Одним из способов повышения надежности подобных системы является введение избыточности входящих в нее компонентов. Использование избыточных компонентов возможно на всех этапах сбора и обработки данных. Обязательными компонентами таких систем являются размещенные в активной зоне ИЯУ блоки детектирования и датчики, устройства сбора данных, в том числе каналы связи и средства обработки полученных от датчиков сигналов.
Из патента США N 4668465 (26.05.1987), описывающего способ и устройство для дистанционного мониторинга процессов в объеме активной зоны ядерного реактора, известна система контроля нейтронно-физических параметров ядерного реактора, включающая датчики, сигналы с которых, отражающие положение управляющих стержней, поступают во входные устройства измерительного канала, содержащего передающую часть и два параллельных шинных пути, соединяющих датчики с приемной частью канала, соединенной с двумя промежуточными процессорами. Каждый путь содержит средства генерации цифровых сигналов, средства запоминания цифровых сигналов и системные магистрали, имеющие средства для передачи данных, команд и адресов. От одного из промежуточных процессоров обработанные данные поступают на компьютер установки, являющийся вычислительным устройством более высокого уровня, а от второго обработанные данные подаются для отображения на многостраничный дисплей. Оба пути работают одновременно и независимо, расхождение результатов является сигналом для проверки шинных путей. Главным преимуществом данного решения является полная идентичность путей после разветвления сигнала, их независимость друг от друга, что обеспечивает высокую достоверность полученных в результате отображений процесса.
Однако промежуточные процессоры работают по разным программам, отсутствует механизм изменения алгоритма управления режимом работы входного устройства с целью, например, проверки датчиков и путей или изменения каких-либо параметров входного устройства, например коэффициента усиления.
Основной технической задачей, решаемой заявляемым изобретением, является повышение степени надежности и достоверности функционирования системы сбора и обработки сигналов за счет применения двух (или более) параллельных путей, соединяющих датчик с двумя (или более) промежуточными устройствами обработки данных, и расширение функциональных возможностей промежуточных устройств обработки данных.
Известна автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров активной зоны ИЯУ (Заикин А.А., Каленский М.С., Пушкин В.В., Соколов И.В. Комплекс АСУ3-ОЗР системы управления и защиты исследовательского ядерного реактора ПИК. Современные технологии и автоматизации, №3, 2002, с. 34-44), которая является наиболее близким аналогом заявляемой полезной модели по решаемой задаче и количеству сходных признаков. Система осуществляет контроль и обеспечивает безопасность эксплуатации реакторной установки во всех режимах: во время пуска реактора, работы на заданном уровне мощности, перегрузки (загрузки) топлива, а также при возникновении аварийной ситуации и при остановленном реакторе. Система представляет собой логически завершенную структуру с наличием постоянного программного и аппаратного контроля подсистем управления аварийной защитой, оперативного контроля текущего состояния, долговременной архивации и документирования информации, автоматической предпусковой проверки. Система выполнена на основе модулей с применением стандартных логических элементов, логических матриц с высокой степенью интеграции, промышленных компьютеров, модулей ввода-вывода, специализированных микроконтроллеров и т.д. Входной информацией для системы являются унифицированные токовые сигналы, сигналы с выходов термопреобразователей, поступающие от измерительных устройств и датчиков, сигналы с выходов переменных сопротивлений, контролирующих положение рабочих органов, и дискретные сигналы состояния обеспечивающих систем. Система имеет традиционную канальную («ниточную») структуру, и каждый канал включает в себя аппаратуру, начиная от устройств детектирования и заканчивая устройством формирования обобщенного управляющего сигнала аварийной защиты и управляющих сигналов для технологической автоматики. Система состоит из следующих подсистем:
- подсистема контроля мощности;
- подсистема контроля реактивности и автоматического регулирования мощности;
- подсистема контроля теплогидравлических параметров, в том числе температуры;
- подсистема контроля оборудования обеспечивающих систем (дискретные сигналы);
- интегрированная подсистема накопления и обработки информации, обрабатывающая и формирующая сигналы от подсистем контроля;
- подсистема управления вводом-выводом информации.
Уровень мощности реактора контролируется шестью независимыми каналами измерения плотности нейтронного потока с помощью ионизационных камер. Четыре канала предназначены для контроля параметров и формирования сигналов аварийной защиты по мощности и периоду разгона реактора, два - для контроля параметров с резервного щита управления. Ионизационные камеры работают в импульсном и токовом режимах и обеспечивают контроль плотности потока разных диапазонов. При превышении текущего значения мощности над установленным вычислительное устройство более высокого уровня формирует сигналы аварийной защиты и передает по последовательному интерфейсу информацию на блок щита управления для последующего отображения значений на цифровом дисплее.
Для контроля реактивности и регулирования мощности используют информацию от тех же устройств, которые предназначены для формирования сигналов аварийной защиты и контроля нейтронного потока.
Аппаратура контроля теплогидравлических параметров включает датчики давления, температуры, расхода воды и т.д., вычисляет значения контролируемых величин и по результатам сравнения их с соответствующими установками блок защиты формирует сигналы аварийной защиты. Эту функцию осуществляет модуль, выполненный с применением микроконтроллера, являющегося вычислительным устройством более высокого уровня и обеспечивающего, кроме того, управление аналого-цифровыми преобразователями, встроенными дисплеем и клавиатурой, а также передачу данных по интерфейсам.
Недостатком ближайшего аналога является то, что известная система может быть применена только для контроля нейтронно-физических параметров ИЯУ, работающей в стационарном режиме, что не допускает ее применение для ИЯУ, работающих в импульсном и квазиимпульсном режимах.
Техническим результатом заявляемого изобретения является расширение функциональных возможностей системы путем повышения точности и надежности мониторинга выходных характеристик ИЯУ при всех режимах ее работы.
Указанный технический результат достигается за счет того, что автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки, включающая систему измерения физических характеристик, построенную по многоканальному параллельному принципу и содержащую подсистему контроля мощности с токовыми блоками детектирования, подсистему контроля температуры и подсистему накопления и обработки информации, включающую процессоры, работающие по заданным программам, обрабатывающие и преобразующие сигналы датчиков с сохранением данных и передачей их в вычислительное устройство более высокого уровня для формирования сигналов органам регулирования и аварийной защиты, дополнительно содержит подсистему контроля параметров импульса исследовательской ядерной установки по току с передачей информации в вычислительное устройство более высокого уровня для последующей обработки и подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов, которая содержит блок оптоэлектронных развязок и контроллер времен срабатывания, при этом подсистемы контроля температуры и контроля мощности оснащены аппаратными средствами, автономно вырабатывающими при превышении значений контролируемых параметров допустимого уровня сигналы аварийной защиты и передающими их в систему управления и защиты исследовательской ядерной установки, независимо от сигналов, вырабатываемых вычислительным устройством более высокого уровня.
Включение в состав автоматизированной системы подсистемы контроля параметров импульса ИЯУ по току позволяет осуществить регистрацию формы импульса ИЯУ в виде токового импульса, который обрабатывают при помощи процессоров, работающих по специальным программам, сохраняющих и передающих промежуточные данные на вычислительное устройство более высокого уровня, где рассчитываются параметры импульса ИЯУ: ширина импульса на половине высоты; мощность в пике импульса; период нарастания мощности; суммарное энерговыделение, - что приводит к расширению диапазона измерения по времени и амплитуде основных нейтронно-физических параметров ИЯУ и повышению точности этих измерений, что в конечном итоге обеспечивает повышение информативности при импульсном режиме работы ИЯУ.
Введение подсистемы контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов позволяет при всех режимах работы ИЯУ получать информацию о времени генерации следующих сигналов: сигнала о моменте запуска регистрации; сигналов аварийной защиты; сигналов от механических приводов аппаратуры управления ИЯУ, - что расширяет информативность системы, предоставляет дополнительные данные о правильности функционирования СУЗ ИЯУ.
Включение в подсистему контроля временных интервалов блока оптоэлектронных развязок позволяет уменьшить погрешность при определении времени срабатывания органов управления ИЯУ за счет точности выделении полезного дискретного сигнала на фоне шумов при эффекте «дребезга».
Наличие контроллера времен срабатывания позволяет зарегистрировать времена выработки сигналов защиты и срабатывания контактных датчиков в процессе управления ИЯУ, запомнить их и передать на вычислительное устройство более высокого уровня.
Оснащение подсистемы контроля температуры средствами выработки сигнала аварийной защиты при превышении максимально допустимой температуры активной зоны дает возможность генерировать сигнал аварийной защиты и передавать его в СУЗ ИЯУ независимо от вычислительного устройства более высокого уровня, что повышает надежность функционирования ИЯУ.
Оснащение подсистемы контроля мощности ИЯУ средствами выработки сигнала аварийной защиты при превышении заданного значения мощности дает возможность генерировать сигнал аварийной защиты и передавать его в СУЗ независимо от вычислительного устройства более высокого уровня, что повышает надежность функционирования ИЯУ.
Заявляемое изобретение поясняется чертежом, представленным на фиг. 1, на котором изображена структурная схема автоматизированной системы, где
1 - блок детектирования на основе ионизационной камеры КНК57;
2 - блок электрометрического усилителя ЭМУ;
3 - модуль преобразователя ток-частота ПТЧ;
4 - модуль счетного канала-интенсиметра СКИН;
5 - модуль широко диапазонного аналого-цифрового регистратора ТИАР;
6 - подсистема работы в статическом и квазиимпульсном режимах - два канала измерения и контроля мощности ИЯУ;
7 - блок детектирования на основе вакуумной камеры деления ВКД;
8 - модуль регистра выходного релейного;
9 - подсистема регистрации формы импульса РФИ - два канала измерения и контроля параметров импульса реактора
10 - термопары;
11 - блок измерения и контроля температуры активной зоны ИЯУ БИТ;
12 - подсистема измерения температуры материала ИТМ - четыре канала измерения и контроля температуры активной зоны ИЯУ;
13 - модуль блока оптической развязки БОР;
14 - модуль контроллера времен срабатывания КВС;
15 - подсистема регистрации времен срабатывания сигналов аварийной защиты и контактных датчиков РВСС;
16 - пульт управления - персональный компьютер (ПК) с управляющим программным обеспечением (вычислительное устройство более высокого уровня);
17 - биологическая защита.
В качестве примера конкретного выполнения заявляемой полезной модели может служить автоматизированная система измерения физических характеристик исследовательского импульсного реактора БИГР (система АСИФХ-БИГР). Система выполняет следующие функции:
- регистрацию формы импульса реактора на мгновенных нейтронах и расчет его параметров: энерговыделения в быстрой части; ширины импульса на половине высоты; мощности в пике импульса; периода нарастания мощности; суммарного энерговыделения;
- регистрацию формы импульса реактора на запаздывающих нейтронах; формирование по заданному оператором алгоритму квазипрямоугольных импульсов с помощью органов управления реактивностью, работающих на уменьшение реактивности; формирование сигнала управления ("Сброс по энерговыделению") и передача его в СУЗ при квазиимпульсном и статическом режимах работы реактора;
- регистрацию времен срабатывания управляющих сигналов и контактных датчиков оборудования реактора в процессе генерирования импульсов делений;
- регистрацию температуры активной зоны реактора (в четырех точках, где установлены штатные термопары) и формирование сигнала в СУЗ на сброс органов регулирования реактивности при превышении допустимой температуры активной зоны (AЗ) реактора;
- отображение измеряемых параметров, обработку и сохранение зарегистрированных данных.
В состав АСИФХ-БИГР входят четыре подсистемы:
- подсистема РФИ (подсистема регистрации формы импульса), используемая в импульсном режиме работы реактора (два независимых измерительных канала);
- подсистема для работы в квазиимпульсном и статическом режимах работы реактора (два независимых измерительных канала);
- подсистема РВСС (подсистема регистрации времен срабатывания сигналов защиты и контактных датчиков), используемая во всех режимах работы (16 дискретных сигналов);
- подсистема ИТМ (подсистема измерения температуры материала) активной зоны реактора, используемая во всех режимах работа реактора (четыре канала).
Для управления АСИФХ-БИГР используется пульт управления - персональный компьютер (ПК), предназначенный для функционирования управляющего программного обеспечения и хранения зарегистрированных данных.
Подсистема РФИ предназначена для регистрации формы импульса реактора на мгновенных нейтронах. Обработка полученной информации и расчет параметров импульса производятся автоматически. Вывод зарегистрированного импульса и информации о параметрах импульса (максимальная мощность зарегистрированного импульса; ширина импульса на полувысоте; полное энерговыделение; энерговыделение в быстрой части; период разгона реактора) осуществляется в графическом и цифровом виде на дисплей по окончании процесса регистрации. Все полученные данные сохраняются в текстовом файле.
Каждый независимый канал подсистемы РФИ содержит следующие электронные модули:
- широкодиапазонный аналого-цифровой регистратор ШАР имеет динамический диапазон - 105; частоту дискретизации - от 1 до 65 МГц; полосу - от 0,5 до 30 МГц; относительную погрешность - ±0,5%;
- регистр выходной релейный РВР содержит 6 релейных выходов для подключения блоков детектирования ВКД.
Подсистема для обслуживания БИГР в квазиимпульсном и статическом режимах обеспечивает регистрацию зависимости мощности реактора от времени его работы при изменении мощности в пределах не менее пяти порядков в этих режимах рассчитывает суммарное энерговыделение реактора. При работе в квазиимпульсном и статическом режимах АСИФХ реализует также защитные функции, формируя сигналы в СУЗ реактора БИГР для сброса органов регулирования реактивности (ОРР) при достижении установленного программно или аппаратно предельного значения энерговыделения реактора. В квазиимпульсном режиме АСИФХ управляет перемещением ОРР в процессе развития квазиимпульса для формирования заданного профиля мощности реактора.
Каждый независимый канал подсистемы АСИФХ для обслуживания БИГР в квазиимпульсном и статическом режимах содержит следующие электронные модули:
- преобразователь ток-частота ПТЧ для подключения детектора нейтронов на основе камеры деления КНК57 (диапазон токов - от 10-9 до 10-4 А; крутизна измерений - 100 Гц/нА; точность - не хуже 1%);
- регистр выходной релейный РВР1 для формирования сигналов управления для ОРР реактора;
- два модуля счетного канала интенсиметра СКИН (частота входных сигналов - от 0 до 105 имп/с; время экспозиции - от 10 мс до 10 с; предельное число отсчетов - от 100 до 6,5·106 с шагом 100 импульсов);
- широкодиапазонный аналого-цифровой регистратор ШАР (динамический диапазон - 105; частота дискретизации - от 1 до 65 МГц; полоса - от 0,5 до 30 МГц; относительная погрешность - ±0,5%).
Обработка информации, полученной в квазиимпульсном и статическом режимах БИГР, производится автоматически. Электрический ток, поступающий от детекторов нейтронов, преобразуется в частоту следования импульсов, которые регистрируются модулями счетного канала СКИН за установленный оператором период измерения (от 10 мс до 10 с). Далее ведется суммирование зарегистрированных импульсов и перерасчет их в мощность реактора и суммарное энерговыделение. Все полученные данные сохраняются в текстовом файле. В квазиимпульсном режиме работы реактора токовые сигналы от блоков детектирования регистрируются модулями ШАР.
В квазиимпульсном режиме работы реактора выполняются следующие функции:
- регистрируется форма импульса;
- рассчитывается энерговыделение реактора;
- формируются сигналы управления органами регулирования реактивности при достижении скоростью счета заданных пороговых значений;
- формируются аварийные сигналы в СУЗ реактора.
В статическом режиме работы реактора выполняются следующие функции:
- регистрируется скорость счета импульсов, поступающих от детекторов нейтронов;
- рассчитывается энерговыделение реактора;
- формируются аварийные сигналы в СУЗ реактора.
В квазиимпульсном режиме работы реактора каждый канал измерения использует следующие электронные модули: ПТЧ, два модуля СКИН, ШАР.
В статическом режиме работы реактора каждый канал измерения использует следующие электронные модули: ПТЧ, СКИН.
Подсистема РВСС предназначена для измерения временных интервалов от момента сигнала пуска (за запускающий сигнал может быть принят любой сигнал аварийной защиты или контактных датчиков СУЗ) до момента прихода остальных сигналов, поступающих на вход РВСС от СУЗ. Диапазон регистрируемых времен - от 10-6 до 4000 с. По окончании регистрации записанная информация выводится в цифровом виде на экран компьютера и сохраняется в текстовом файле.
Аппаратная часть подсистемы РВСС содержит следующие электронные модули:
- блок оптоэлектронных развязок БОР (количество каналов - 17; развязка - 1000 В постоянного тока);
- контроллер времен срабатывания КВС (измерение временных интервалов - от 10-6 до 4000 с; количество каналов - 17).
Подсистема ИТМ AЗ служит для измерения температуры материала активной зоны реактора при помощи четырех термопар (четыре канала измерения). Каждый канал подсистемы вырабатывает аппаратный сигнал в СУЗ реактора на сброс ОРР при превышении допустимого значения зарегистрированной температуры (500°C) топливного материала в активной зоне реактора.
Измерение и отображение температуры обеспечиваются в диапазоне от 10°C до 500°C (максимальная регистрируемая температура в ИТМ - 1000°C) и осуществляются постоянно в ходе работы АСИФХ-БИГР. Зарегистрированные данные от четырех термопар сохраняются в текстовом файле. Подсистема ИТМ оснащена средствами проверки выработки сигнала на аварийный сброс при превышении максимально допустимой температуры активной зоны реактора.
В состав подсистемы ИТМ AЗ входят следующие устройства:
- четыре датчика температуры, в качестве которых используются штатные хромель-алюмелевые термопары;
- блок измерения температуры активной зоны реактора БИТ, который содержит следующие устройства:
а) четыре модуля аналогового ввода I-7011 для измерения температуры;
б) модуль дискретного ввода-вывода I-7060, обеспечивающий имитацию сигнала для проверки аварийного сброса;
в) блок питания типа DR-75-24 (напряжение питания - +24 В).
ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ СИСТЕМЫ
- регистрируемое энерговыделение реактора в импульсном и квазиимпульсном режимах - 280 МДж (~1019 делений), энерговыделение в статическом пуске - до 500 МДж в сутки;
- регистрируемая мощность реактора в номинальном режиме:
а) в импульсном режиме реактора - до 75 ГВт;
б) в квазиимпульсном режиме работы реактора - до 1,5 ГВт;
- шаг дискретизации во времени при регистрации формы импульса:
а) в импульсном режиме работы реактора - от 10-66 до 2·10-4 с;
б) в квазиимпульсном режиме работы - от 0,05 до 10 с;
- диапазон измеряемых временных интервалов для подсистемы РВСС - от 10-6 до 4000 с;
- диапазон измеряемой температуры топливного материала AЗ в номинальном режиме - от 0 до 500°C ±2%.
Работа системы АСИФХ-БИГР заключается в следующем.
После определения режима работы реактора в управляющей программе на пульте управления (16) и задания необходимых режимов АСИФХ начинается функционирование следующих подсистем
- в импульсном режиме реактора: РФИ (9), РВСС (15), ИТМ (12);
- в статическом или квазиимпульсном режиме реактора: подсистема для обслуживания этих режимов (6), РВСС (15), ИТМ (12).
При работе АСИФХ в импульсном режиме реактора параметры импульса регистрируются при помощи двух независимых каналов подсистемы РФИ (9).
Входной токовый сигнал, поступающий от блоков детектирования ВКД (7), поступает на сопротивление нагрузки, установленное в модуле РВР (8). Значение нагрузки для установки в РВР (8) определяется в зависимости от предполагаемого максимального значения тока детектора величины и рассчитывается так, чтобы максимально допустимое напряжение на входе ШАР (5) каждого канала не превышало 10 В.
Запуск измерений подсистемы РФИ (9) производится средствами пульта управления (16). После проверки работоспособности и программирования режимов работы модулей РФИ (9) при помощи пульта управления (16) система переводится в ожидание сигнала «ПУСК».
В этом состоянии модуль ШАР (5) регистрирует сигнал, поступающий от детектора ВКД (7) через РВР (8), и сохраняет его во внутренней памяти как предысторию. Пульт управления (16) находится в режиме опроса состояния модуля ШАР (5) до появления признака завершения регистрации.
При возрастании потока нейтронов увеличивается амплитуда входного сигнала. Когда его амплитуда превысит пороговый уровень, регистратор ШАР (5) переходит в режим измерения и записывает измеренные значения силы тока в режиме «истории».
При заполнении участка памяти, отведенного под запись истории, модуль ШАР (5) формирует сигнал завершения регистрации. Пульт управления (16) фиксирует завершение процесса измерений, считывает зарегистрированные данные, сохраняет их в текстовых файлах, проводит первичные обработку результатов измерения и расчет параметров зарегистрированного импульса реактора (мощности, энерговыделенния, полуширины, минимального периода разгона).
Момент запуска регистрации подсистемы РФИ (9) фиксируется подсистемой РВСС (15). Также РВСС(15) регистрирует сигнал от механического привода импульсного стержня в составе объекта управления - импульсного ядерного реактора.
Работа подсистемы РВСС (15) начинается с программирования модуля КВС (14) при помощи пульта управления (16) - выполняется очистка памяти модуля КВС (14), который затем переводится в состояние ожидания запуска.
Каждый входной сигнал проходит через модуль БОР (13) и поступает на определенный вход КВС (14). После окончания измерения зарегистрированная информация выводится в цифровом виде на дисплей пульта управления (16) и сохраняется в виде текстового файла.
Одновременно с подсистемами РФИ (9) и РВСС (15) в импульсном режиме работы реактора функционирует подсистема ИТМ (12).
Работа подсистемы ИТМ (12) начинается с программирования режима работы блока измерения и контроля температуры AЗ реактора БИТ (11) по командам с пульта управления (16).
В режиме измерения пульт управления (16) считывает из БИТ (11) (из 4 модулей I-7011) измеренную температуру с заданным периодом опроса. Измеренные значения температуры выводятся на дисплей пульта управления(16) и сохраняются в текстовом файле.
Каждый измерительный канал БИТ (11) подсистемы ИТМ (12) вырабатывает сигнал аварийной защиты, который передается непосредственно в СУЗ реактора, при превышении максимально допустимого значения температуры AЗ (500°C). Момент поступления сигнала AЗ регистрируется подсистемой РВСС (15).
При работе АСИФХ в квазиимпульсном режиме реактора параметры квазиимпульса регистрируются при помощи двух независимых каналов подсистемы (6).
Нейтронное излучение от реактора регистрируется ионизационной камерой КНК57 (1), электрический ток с которого поступает на вход модуля ПТЧ (3) через усилитель ЭМУ (2), преобразуясь в нем в пропорциональное значение частоты следования импульсов. Токовый сигнал из модуля ЭМУ (2) поступает также на вход модуля ШАР (5), где полученные значения запоминаются во внутренней памяти.
Выходная частота импульсов с модуля ПТЧ (3) регистрируется двумя модулями СКИН (4). Пульт управления (16) с установленным периодом дискретизации опрашивает первый модуль СКИН (4). Команда «ПУСК» регистрации квазиимпульса инициализируется сигналом «γ». Он поступает из СУЗ реактора на формирователь модуля БОР(13) подсистемы РВСС (15), а затем на оба модуля СКИН (4) и на модуль ШАР (5). Процесс регистрации квазиимпульса также может быть запущен при помощи средств пульта управления (16).
В режиме регистрации оба модуля СКИН (4) суммируют все импульсы, поступающие на их вход. При достижении суммой установленного порогового значения первый СКИН (4) формирует аварийный сигнал в СУЗ реактора, второй - сигнал программного сброса ОРР.
Пульт управления считывает суммарное число зарегистрированных импульсов после команды «ПУСК» из первого модуля СКИН (4) с заданным периодом дискретизации и обрабатывает полученное значение следующим образом:
- число импульсов, зарегистрированное за период опроса, преобразуется в скорость счета импульсов (число импульсов за 1 с) и эквивалентное значение мощности реактора отображается на дисплее пульта управления (16). Так же подсчитывается суммарное число импульсов;
- при достижении регистрируемым числом импульсов за период опроса заданного порога регулирования в СУЗ реактора подаются последовательные команды на поочередный спуск органов регулирования реактивности (БГР и БТР) по заранее заданной временной программе. Моменты начала движения и конца движения ОРР фиксируются и отображаются на графике мощности, выводимом на дисплее пульта управления (16);
- расчетное суммарное значение количества импульсов сравнивается с заданной пороговой суммой на программный сброс ОРР. При достижении расчетным значением заданного порога подается команда в СУЗ на сброс ОРР;
- расчетная сумма импульсов сравнивается с порогом аварийного срабатывания, при его достижении формируется аварийный сигнал в СУЗ реактора на сброс ОРР реактора.
По сигналу «γ» или по команде «ПУСК», поступающей от пульта управления (16), запускается процесс регистрации модуля ШАР (5), который фиксирует в памяти сигнал, поступающий от модуля ЭМУ (2), в режиме «ИСТОРИЯ».
Процесс регистрации АСИФХ-БИГР в режиме квазиимпульса может быть остановлен в следующих случаях:
- по команде оператора при помощи управляющего ПО;
- при превышении порога программного или аварийного сброса.
Данные, зарегистрированные после команды «ПУСК», сохраняются в текстовом файле.
При работе АСИФХ в статическом режиме реактора измерения проводятся при помощи двух независимых каналов подсистемы (6).
Нейтронное излучение от реактора регистрируются детекторами КНК57 (1), электрический ток с которого через модуль ЭМУ (2) поступает на вход модуля ПТЧ (3), преобразуясь в нем в пропорциональное значение частоты следования импульсов. Выходная частота импульсов с модуля ПТЧ (3) регистрируется модулем СКИН (4). Пульт управления (16) с установленным периодом дискретизации опрашивает модуль СКИН (4). Процесс регистрации в статическом режиме запускается при помощи пульта управления (16).
Первичные измеренные данные обрабатываются программой следующим образом:
- число импульсов, зарегистрированное за период опроса, преобразуется в скорость счета импульсов (число импульсов за 1 с) и эквивалентное значение мощности реактора, полученные значения отображаются на дисплее пульта управления (16);
- подсчитывается суммарное количество импульсов за время регистрации, и преобразуется полученная сумма в значение энерговыделения.
Процесс регистрации в статическом режиме прекращается в по команде с пульта управления (16).
Одновременно с измерениями в статическом и квазиимпульсном режимах работают подсистемы ИТМ (12) и РВСС (15).
Таким образом, АСИФХ-БИГР расширяет функциональность СУЗ ИЯУ. Кроме измерения основных нейтронно-физических параметров, дистанционного управления исполнительными механизмами, техническими защитами и автоматическим регулированием АСИФХ выполняет информационно-вычислительные функции, предоставляя обслуживающему персоналу ИЯУ дополнительную помощь при управлении реактором. Аппаратура АСИФХ расширяет диапазон измерения по времени и амплитуде при регистрации основных нейтронно-физических параметров БИГР: энерговыделения, мгновенной мощности, периода изменения мощности, температуры активной зоны и т.д. Все это повышает уровень ядерной безопасности работ, проводимых на данной установке.
Данная задача решается за счет применения следующих технических решений:
- использование комплексной измерительной технологии, основанной на применении физико-информационных датчиков и специализированных регистрирующих модулей в различных конструктивах, модульный принцип построения устройств и блоков;
- обеспечение многоканальной параллельной регистрации и обработки собираемых данных - канальный принцип построения системы, разделение каналов по типам выполняемых функций и подсистемам измерения, универсальность и оптимальная избыточность аппаратных средств;
- объединение компьютера, аппаратных средств сбора и обработки сигналов, программного обеспечения в единую измерительно-вычислительную систему, позволяющую решать задачи в масштабе времени, приближенном к реальному;
- создание инструментальных и интеллектуальных средств изучения зарегистрированных процессов в графической среде с помощью специальных методов представления и обработки информации.
Испытания АСИФХ на действующей установке БИГР показали, что система стабильно и надежно регистрирует основные физические параметры реактора при работе во всех режимах. Метрологические характеристики как отдельных подсистем, так и системы в целом полностью соответствуют предъявленным требованиям к погрешностям определения измеряемых величин. Практическая ценность разработки состоит в том, что данная система позволяет автоматизировать процесс испытаний и исследований в тех областях, где участие человека ограничено, а ответственность в успешной реализации научных экспериментов велика.

Claims (1)

  1. Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки, включающая систему измерения физических характеристик, построенную по многоканальному параллельному принципу и содержащую подсистему контроля мощности с токовыми блоками детектирования, подсистему контроля температуры и подсистему накопления и обработки информации, включающую процессоры, работающие по заданным программам, обрабатывающие и преобразующие сигналы датчиков с сохранением данных и передачей их в вычислительное устройство более высокого уровня для формирования сигналов органам регулирования и аварийной защиты, отличающаяся тем, что дополнительно содержит подсистему контроля параметров импульса исследовательской ядерной установки по току с передачей информации в вычислительное устройство более высокого уровня для последующей обработки и подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов, которая содержит блок оптоэлектронных развязок и контроллер времен срабатывания, при этом подсистемы контроля температуры и контроля мощности оснащены аппаратными средствами, автономно вырабатывающими при превышении значений контролируемых параметров допустимого уровня сигналы аварийной защиты и передающими их в систему управления и защиты исследовательской ядерной установки, независимо от сигналов, вырабатываемых вычислительным устройством более высокого уровня.
RU2015101302/07A 2015-01-16 2015-01-16 Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки RU2593389C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015101302/07A RU2593389C1 (ru) 2015-01-16 2015-01-16 Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015101302/07A RU2593389C1 (ru) 2015-01-16 2015-01-16 Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2593389C1 true RU2593389C1 (ru) 2016-08-10

Family

ID=56612762

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015101302/07A RU2593389C1 (ru) 2015-01-16 2015-01-16 Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2593389C1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112530615A (zh) * 2019-09-18 2021-03-19 北京广利核系统工程有限公司 一种适用于核电站设备的变量强制方法及系统
RU2759182C1 (ru) * 2021-03-11 2021-11-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Автоматизированная система контроля физических параметров исследовательской ядерной установки
RU2783505C1 (ru) * 2022-04-08 2022-11-14 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого" (ФГАОУ ВО "СПбПУ") Способ контроля технического состояния датчика прямого заряда системы внутриреакторного контроля ядерного реактора

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU94014611A (ru) * 1994-06-21 1996-04-20 Акционерное общество закрытого типа Центр ускорительных технологий "Каскад" Способ определения ядерно-физических параметров и элементного состава сборки, содержащей делящееся вещество
RU3171U1 (ru) * 1993-09-20 1996-11-16 Государственное предприятие "Красная звезда" Устройство для контроля мощности ядерного реактора
US6181761B1 (en) * 1998-09-21 2001-01-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Apparatus and method of monitoring reactor power of reactor at the time of startup thereof
EP2296153A2 (en) * 2009-09-11 2011-03-16 GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC Neutron monitoring systems including gamma thermometers and methods of calibrating nuclear instruments using gamma thermometers

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU3171U1 (ru) * 1993-09-20 1996-11-16 Государственное предприятие "Красная звезда" Устройство для контроля мощности ядерного реактора
RU94014611A (ru) * 1994-06-21 1996-04-20 Акционерное общество закрытого типа Центр ускорительных технологий "Каскад" Способ определения ядерно-физических параметров и элементного состава сборки, содержащей делящееся вещество
US6181761B1 (en) * 1998-09-21 2001-01-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Apparatus and method of monitoring reactor power of reactor at the time of startup thereof
EP2296153A2 (en) * 2009-09-11 2011-03-16 GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC Neutron monitoring systems including gamma thermometers and methods of calibrating nuclear instruments using gamma thermometers

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112530615A (zh) * 2019-09-18 2021-03-19 北京广利核系统工程有限公司 一种适用于核电站设备的变量强制方法及系统
CN112530615B (zh) * 2019-09-18 2024-05-14 北京广利核系统工程有限公司 一种适用于核电站设备的变量强制方法及系统
RU2759182C1 (ru) * 2021-03-11 2021-11-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Автоматизированная система контроля физических параметров исследовательской ядерной установки
RU2783505C1 (ru) * 2022-04-08 2022-11-14 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого" (ФГАОУ ВО "СПбПУ") Способ контроля технического состояния датчика прямого заряда системы внутриреакторного контроля ядерного реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101865666B1 (ko) 원자로노심보호계통 소프트웨어 검증용 시뮬레이션 장치 및 시스템
KR101797078B1 (ko) 원자로노심보호계통 유지보수 시뮬레이션 장치 및 시스템
RU2593389C1 (ru) Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки
KR20050024970A (ko) 지진 안전성 평가시스템 및 그 방법
RU2759182C1 (ru) Автоматизированная система контроля физических параметров исследовательской ядерной установки
Coble et al. Online sensor calibration assessment in nuclear power systems
Ray A microcomputer-based fault-tolerant control system for industrial applications
Filatov et al. Technical means of lower-level equipment of the hindukush-F in-reactor monitoring system for NPP with vver-1200
Geys et al. In-situ gamma irradiation testing of radiation hardened chips till 1 MGy
KR101118553B1 (ko) 노심내 플럭스 검출기를 시험하기 위한 방법 및 시스템
McNelles et al. Lab-Scale Design, Demonstration and Safety Assessment of an FPGA-Based Post Accident Monitoring System for Westinghouse AP1000 Nuclear Power Plants
Martazov et al. Data acquisition system prototype of the ITER diagnostic divertor neutron flux monitor testing at research nuclear facilities
Korsah et al. A qualitative assessment of current CCF guidance based on a review of safety system digital implementation changes with evolving technology
RU2374612C1 (ru) Измерительная система для контроля технологических систем аэродинамической трубы
Wang et al. A sensitivity analysis for the adequacy assessment of a multi-state physics modeling approach for reliability analysis
Maerani et al. Requirement analysis for hardware and software design on FPGA-based power channel system of SMR NPP
Zhang et al. Study on the Method for the Safety-Related Instrument Calibration Periodic Test Interval Extension of Nuclear Power Unit With Digital I&C System Based on Setpoint and Uncertainty Analysis
Ficaro et al. A digital data acquisition approach for research reactors
Bikovsky et al. Simulation study of the digital temperature sensor operation in case of a non-standard mechanical impact of the NPP equipment
Mitin et al. SPND detectors response at the control rod drop in WWER-1000. Measurement and modelling results
Pina The tilecal/atlas detector control system
Karvinen et al. PROTOTYPE ANALOG REACTIVITY METER FOR EBR-II.
JP6416039B2 (ja) 放射線検出装置
Ansari Computer-aided testing and operational aids for PARR-1 nuclear reactor
Gimmy Jr et al. On-line Computer Assistance to Reactor Operation at Savannah River Plant