Общая характеристика асу ТП аэс.

1.2. Особенности АЭС как объекта управления

 

Оборудование и технологические процессы на атомной электростанции об­ладают рядом особенностей, в значительной степени определяющих требования к АСУ ТП и к человеко-машинному интерфейсу блочного пункта управления.

К этим особенностям относятся [7, 8]:

непрерывность технологического процесса;

большие единичные мощности блоков;

работа оборудования в условиях радиационных нафузок, высоких давле­ний и температур, которые являются результатом как быстропротекающих, так и инерционных ядерно-физических и тепловых процессов;

недоступность большей части оборудования во время работы на мощности и после его останова из-за опасности радиационного поражения обслуживаю­щего персонала;

необходимость обеспечения радиационной и ядерной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и при авариях;

необходимость обеспечения пожаро-, взрыво- и электробезопасности, на­дежности и экономичности работы АЭС;

сложность и многообразие основного и вспомогательного оборудования: большое количество запорной и регулирующей арматуры, механизмов, уст­ройств, афегатов, большое число и значительное разнообразие измеряемых параметров (температур, давлений, расходов, уровней, механических переме­щений, электрических и радиационных измерений, химконтроль, радиацион­ный контроль и др.);

разнообразие целей и требований, предъявляемых к управлению техноло­гическими процессами;

высокие стоимости простоев энергоблока; " климатическое и сейсмическое многообразие мест размещения;

необходимость строгого соблюдения экологических требований (охрана окружающей среды, воздушного бассейна, почвы, воды).

Энергоблок АЭС представляет собой взаимосвязанный комплекс техноло­гических и разнообразных по физическим процессам систем.

Основной технологический процесс — производство электроэнергии — для всех проектов АЭС с ВВЭР обеспечивают следующие системы (рис. 1.3):

Рис. 1.3. Состав технологических систем, обеспечивающих основной технологический процесс — производство электроэнергии

реактор, главный циркуляционный контур, парогенераторы, турбоустановка, генератор;

обеспечивающие и вспомогательные системы реакторного отделения (вен­тиляционные системы, системы вспомогательных сред);

обеспечивающие и вспомогательные системы турбинного отделения;

системы безопасности;

системы очистки и обращения с отходами производства;

системы отвода тепла к конечному поглотителю;

системы регенерации и очистки отходов турбинного отделения;

системы транспортировки тепла и возврата конденсата.

Сложность объекта управления характеризуют следующие данные по ос­новному оборудованию блока (на примере АЭС с ВВЭР-640): количество технологических систем:

по реакторному отделению — 37

по турбинному отделению — 40

по вспомогательному отделению— 21

количество точек контроля:

по реакторному отделению — 1490

по турбинному отделению — 1100

по вспомогательному отделению — 900

количество управляемых исполнительных устройств:

по реакторному отделению — 1200

по турбинному отделению — 500

по вспомогательному отделению— 1290

количество контуров регулирования:

по реакторному отделению (за исключением АРМР и РОМ) — 30

по турбинному отделению (за исключением АРС турбины) — 70 ~* —

по вспомогательному отделению — 40. ' *

На блочный уровень передаются до 6000 аналоговых сигналов, до 8000 дис­кретных сигналов, до 5000 предупредительных и аварийных сигналов и сооб­щений.

Многообразие и сложность протекающих процессов значительно усложняют технологическую схему блока в целом, оказывают существенное влияние на си­стемы автоматического регулирования, технологических защит и блокировок.

Энергоблок является многосвязным объектом с распределенными пара­метрами. Одной из наиболее характерных особенностей управления блоком яв­ляется чрезвычайно большой объем информации, которую необходимо пред­ставить оперативному персоналу. Рост объема этой информации обусловлен увеличением мощности блоков, усложнением технологических систем, расши­рением функций систем управления.

Особенностью АЭС является образование и накопление в процессе их эксп­луатации значительного количества радиоактивных веществ. Большую их часть составляют продукты деления урана. Именно по этой причине с АЭС связан спе­цифический риск — потенциальная радиологическая опасность для населения и окружающей среды в случае выхода радиоактивных продуктов за пределы АЭС.

Основной целью обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цик­ла АЭС является принятие эффективных мер, направленных на предотвращение тяжелых аварий и защиту персонала и населения за счет предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при любых обстоятельствах.

Указанные выше особенности делают атомную электростанцию сложным объектом управления, требующим высокой степени автоматизации оборудова­ния и централизации управления, применения современных средств вычисли­тельной техники, высоконадежной и эффективной системы управления, по­зволяющей небольшому количеству обслуживающего персонала осуществлять управление основным технологическим процессом с постоянной оценкой со­стояния безопасности АЭС.

Режимы работы АЭС. К режимам работы АЭС относятся [9, 10]:

режимы нормальной эксплуатации (НЭ) — эксплуатация АЭС в определен­ных проектом эксплуатационных пределах и условиях;

нарушение нормальной эксплуатации (ННЭ) — нарушение в работе АЭС, при котором произошло отклонение от установленных эксплуатационных пре­делов и условий. При этом могут быть нарушены и другие установленные про­ектом пределы и условия, включая пределы безопасной эксплуатации;

проектная авария (ПА) — авария, для которой проектом определены исход­ные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами;

запроектная авария (ЗПА) — авария, вызванная не учитываемыми для про­ектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительны­ми по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

Режимы нормальной эксплуатации. Нормальная эксплуатация включает в себя:

последовательный процесс получения энергии в результате ядерной реак­ции деления;

преобразование энергии деления и радиоактивного распада в тепловую энергию;

перенос тепловой энергии и преобразование ее в электрическую энергию с последующей выдачей потребителям;

пуск, испытания, остановы блока для проведения планово-предупреди­тельных ремонтов и перегрузки топлива.

В общем замкнутом цикле эксплуатации энергоблока выделяются стацио­нарные режимы, характеризующие основные состояния реакторной установки:

"холодное" состояние;

"горячее" состояние;

работа на минимально контролируемом уровне мощности (МКУ);

работа на энергетическом уровне мощности;

останов для ремонта;

останов для перегрузки топлива.

Переходные режимы от одного стационарного состояния к другому:

перегрузка топлива;

подготовка к пуску, включая:

уплотнение оборудования реакторной установки;

заполнение оборудования рабочей средой;

гидравлические испытания 1-го и 2-го контуров на плотность и прочность;

опробование пассивной части САОЗ;

разогрев реактора из "холодного" состояния до температуры "горячего" состояния.

Нарушение нормальных условий эксплуатации приводит к ограничению в нормальной эксплуатации АЭС или к прекращению основно­го технологического процесса — выработки электроэнергии.

Проектные аварии приводят к прекращению основного технологи­ческого процесса — выработки электроэнергии.

При управлении запроектными авариями определены четыре главных цели безопасности [11]:

предотвращение повреждения активной зоны;

предотвращение повреждения корпуса реактора или иной границы конту­ра теплоносителя;

предотвращение разрушения защитной оболочки;

ослабление выхода продуктов деления.

С целью управления запроектной аварией используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нор­мальной эксплуатации и для обеспечения безопасности при проектных авариях.

Взаимодействие технологических систем энергоблока. Рассматривая энерго­блок как сложный технологический комплекс, выделим главные его системы: ядерную паропроизводящую установку (ЯППУ), паротурбинную установку (ПТУ) и электрический генератор.

ЯППУ и ПТУ являются сложными технологическими системами по соста­ву оборудования и по характеру протекающих физических процессов.

Для энергоблока характерно межсистемное взаимодействие на уровне ЯППУ, ПТУ и генератора, и внутрисистемное взаимодействие на уровне тех­нологических систем.

Физические процессы, происходящие в разных технологических системах энергоблока, оказывают существенное влияние друг на друга. Отклонение ре­жима одной из систем в большей или меньшей мере влияет на другие системы, причем это влияние является двухсторонним.