Автоматизированные системы контроля и управления ядерными реакторами

Функционирование любого объекта ядерной техники (ОЯТ), имеющего в своем составе реакторную установку (РУ), характеризуется независимо от ее типа совокупностью взаимосвязанных нейтронно-физических, тепловых и гидродинамических процессов. Эффективный контроль и оперативное управление этими процессами составляют основное содержание комплексной проблемы управления ОЯТ.

1. Задачи контроля и управления объектами ядерной техники. Решение глобальной задачи автоматизации и обеспечения безопасности ядерных установок предполагает систематический подходить к организации процессов управления:

- Определение состава и содержания технологических задач контроля и управления (ТЗКУ) ОЯТ с их жесткой классификацией по отношению к безопасности, функциональному назначению и эксплуатационным режимам установки.

- Формулирование требований к основным характеристикам и нормативным показателям решения данных задач.

- Определение перечня измеряемых и расчетных (непосредственно не измеряемых) технологических параметров, подлежащих непрерывному контролю и регулированию в рамках ТЗКУ.

- Анализ статических и динамических характеристик ядерного реактора, а также других ключевых элементов и узлов РУ и ОЯТ в целом.

- Декомпозиция ТЗКУ до уровня базовых технологических информационных и управляющих функций с четким определением режимов их выполнения (автоматический, автоматизированный, ручной дистанционный или ручной «по месту»).

- Выбор методов и измерительных средств для фиксации определяемых параметров и построение эффективных алгоритмов расчета неизмеряемых параметров ОЯТ.

- Выбор функциональной структуры и архитектуры технических средств комплексной системы контроля и управления (АСКУ ОЯТ).

Конкретные решения переченьных задач существенно зависят от типа реакторной установки, её целевого назначения и текущих режимов работы. Однако определяющим фактором являются общие специфические особенности, выделяющие объекты ядерной энергетики из ряда традиционных промышленных объектов управления.

Ключевые особенности ОЯТ как объектов управления:
1. Потенциальная опасность ядерной аварии, сопровождающаяся высвобождением колоссальной энергии за минимальный промежуток времени и длительным интенсивным радиационным воздействием на персонал и окружающую среду.

2. Высокая сложность нейтронно-физических и теплогидродинамических процессов, а также огромное количество контролируемых параметров (особенно в энергетических и промышленных реакторах с «физически большими» активными зонами).

3. Ограниченность и сложность прямого технического обслуживания оборудования из-за высоких полей радиационного излучения в местах его размещения.

2. Нейтронно-физические и теплогидравлические параметры РУ. Важнейшей технологической задачей управления ОЯТ в части обеспечения его надежности и ядерной безопасности является управление цепной реакцией деления в активной зоне реактора. В рамках этой задачи непрерывно осуществляются контроль и автоматическое регулирование следующих показателей:

- Тепловая мощность реактора (интенсивность протекания цепной реакции) и скорость ее изменения;
- Реактивность (и уровень подкритичности) активной зоны;
- Пространственное распределение энерговыделения (плотность нейтронного потока) по объему активной зоны (что критически важно для реакторов с «физически большими» размерами).

Процесс управления интенсивностью и скоростью изменения цепной реакции осуществляется в непрерывном режиме на всех стадиях эксплуатации РУ. Он включает в себя выдержку параметров по заданному закону, поддержание значений в допустимых технологических пределах, а также гашение цепной реакции (включая аварийный останов) вплоть до достижения глубокого подкритического состояния.

Помимо нейтронно-физических показателей, строгому контролю подвергаются тепло гидравлические и термодинамические параметры:
- Расход, температура, плотность и давление теплоносителя;
- Паросодержание (для водо-водяных кипящих реакторов).

Вне активной зоны реактора контролируются параметры парогенерирующих установок, турбогенераторов, систем первого и второго контуров.

Управление ОЯТ протекает в условиях жестких технологических ограничений и представляет собой непрерывный компромисс между двумя тенденциями: максимизацией экономических показателей (эффективность использования ядерного топлива) и обеспечением нормативных требований безопасности. При любых противоречиях приоритет безусловно отдается критериям безопасности. Выход параметров за проектные пределы в лучшем случае приводит к экономическим потерям, а в худшем — к развитию аварийной ситуации.

3. Архитектура и функции АСКУ ОЯТ. Развитие методов автоматизации привело к созданию автоматизированных систем контроля и управления (АСКУ), представляющих собой сложные человеко-машинные системы (ЧМС).

Иерархическая структура АСКУ
1. Общестанционная система: отвечает за распределение электрической и тепловой нагрузки между энергоблоками, диспетчеризацию и связь с внешними энергосетями.
2. Блочная система: осуществляет управление технологическим процессом конкретного энергоблока.
3. Система РУ: ведет управление технологическими процессами непосредственно реакторной установки.
4. Локальные системы: обслуживают отдельные технологические узлы и вспомогательные агрегаты.

по своему функциональному назначению все выполняемые процедуры разделяются на информационные, управляющие и вспомогательные функции.

Информационные и управляющие функции
- Информационные функции включают отображение данных персоналу (индивидуальный и централизованный контроль на базе СВТ), технологическую сигнализацию (предупредительную и аварийную), а также регистрацию и архивирование параметров.
- Управляющие функции обеспечивают автоматическое, автоматизированное или дистанционное ручное воздействие на исполнительные механизмы. Автоматический режим является базовым для функций аварийной защиты (АЗ), блокировок и систем быстрого управляемого снижения мощности (БУСМ).

4. Эксплуатационные и пусковые режимы работы реактора. Все режимы работы реакторной установки подразделяются на две ключевые категории: пусконаладочные и эксплуатационные.

Пусконаладочные режимы. Проводятся после завершения монтажа или капитального ремонта установки. Включают в себя:
- Физический пуск: исследование физических характеристик активной зоны, определение эффективности эффективности исполнительных органов системы управления и защиты (СУЗ).
- Энергетический пуск: исследование теплофизических характеристик, налаживание работы комплексных систем управления и комплексное опробование оборудования при постепенном подъеме мощности.

Эксплуатационные режимы
1. Стояночные режимы (режимы перегрузки топлива, ремонтов, холодного и горячего резерва):
- Цепная реакция в активной зоне отсутствует.
- Осуществляется непрерывный контроль остаточного тепловыделения и уровня подкритичности.
- В режиме горячего резерва температура и давление теплоносителя близки к номинальным, что позволяет вывести реактор на мощность за 2–3 часа, тогда как из холодного резерва данный процесс может занимать десятки часов.

2. Режим работы на мощности (базисный, полупиковый, пиковый):
- Основной режим функционирования ОЯТ, характеризующийся относительно стационарным состоянием.
- Главная задача — поддержание заданного уровня мощности, сглаживание пространственного небаланса («невязки») нейтронного поля и контроль запасов до пределов по кризису теплосъема и линейной нагрузке на тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ).

3. Режимы останова (плановые и аварийные):
- При плановом останове процессы снижения мощности проходят по формализованным регламентам.
- При аварийном останове срабатывают автоматические защиты по заранее определенным алгоритмам и уставкам. Для облегчения действий операторов в сложных условиях применяется пакет симптомно-ориентированных аварийных инструкций (СОАИ).

4. Режим расхолаживания (нормальное и аварийное):
- Направлен на эффективный отвод остаточного тепловыделения из активной зоны после прекращения цепной реакции для предотвращения повреждения и расплавления конструкционных материалов.

Сведения об авторах и источниках:

Авторы: Е. О. Адамов, Ю. Г. Драгунов, В. В. Орлов, Л. П. Абагян, В. Я. Абрамов и др.

Источник: Машиностроение ядерной техники

Данные публикации будут полезны студентам и специалистам в области ядерной физики и атомной энергетики, инженерам-конструкторам и технологам промышленных предприятий, а также всем, кто интересуется устройством ядерных реакторов и современными ядерными технологиями.