По всем вопросам звоните:

+7 495 274-22-22

УДК: 519.714.2

Системы, требуемые для безопасного останова реактора

С.С. Гусев инженер-энергетик, ПАО «Ростелеком», соискатель, г. Москва, E-mail: gs-serg@mail.ru

Статья посвящена комплексному анализу функциональных возможностей и архитектурных принципов управляющей системы запуска системы безопасности, являющегося ключевым элементом систем управления безопасностью на объектах повышенной опасности, таких как атомные электростанции. Основное внимание уделено многоуровневой роли управляющей системы запуска системы безопасности, которое выполняет функции не только сбора данных, но и интеллектуальной обработки сигналов, активного управления и информационной поддержки оперативного персонала. В работе детально рассматривается полный цикл работы системы, начиная с приема и преобразования аналоговых сигналов от контролируемых параметров, необходимых для инициирования систем безопасности и локальных защит. Центральное место в исследовании занимает алгоритм сравнения текущих значений параметров с заданными уставками, логическая обработка данных и формирование дискретных сигналов для исполнительных механизмов, что обеспечивает автоматическое реагирование на отклонения от нормального режима эксплуатации. Особый акцент делается на интеграционной функции управляющей системы запуска системы безопасности, которая заключается в выдаче информации для регистрации, отображения на индивидуальных приборах блочного и резервного пунктов управления и передачи данных в систему высшего блочного уровня для формирования комплексной информационной картины на дисплеях оператора. Подчеркивается важность встроенных механизмов обеспечения надежности, таких как непрерывный самоконтроль исправности технических средств системы и проведение периодических проверок с участием персонала. Статья анализирует расширенные функции управляющей системы запуска системы безопасности, включая автоматическое регулирование, дистанционное управление и взаимодействие с оператором для задания режимов работы резервированных агрегатов. В заключении обосновывается вывод о том, что управляющая система запуска системы безопасности представляет собой высокоинтегрированную платформу, существенно повышающую уровень безопасности и операционной эффективности критических объектов за счет глубокой автоматизации и создания целостной информационно-управляющей среды. Материал статьи может быть полезен специалистам в области проектирования систем автоматизации и безопасности сложных технологических процессов.

Литература:

1. Акоста В., Кован К., Грэм Б. Основы современной физики, М., Просвещение, 1981, 495 с.

2. Гусев С.С. Построение модифицированного алгоритма идентификации динамического объекта управления по экспериментальным данным ядерной энергетической установки // Управление большими системами. — 2014. — №47. — С. 167–186.

3. Лысиков Б.В., Прозоров В.К. Термометрия и расходометрия ядерных реакторов, — М.: Энергоатомиздат, 1985 — 120 c.

4. Фраэнфельдер Г., Хенли Э. Субатомная физика, М. Мир, 1979, 735 с.

5. Техническое задание на опытно-конструкторскую работу. Сборка тепловыделяющая БН-800 с таблеточным МОКС-топливом. // ОАО «ОКБМ им. Африкантова».

6. Техническое задание на опытно-конструкторскую работу. Сборка тепловыделяющая БН-800 с виброуплотненным МОКС-топливом. // ОАО «ОКБМ им. Африкантова».

7. Рогозкин Б.Д. и др. Послереакторные исследования мононитридного и оксидного плутониевого топлива с инертной матрицей выгоранием ~ 19% ТЯЖ. АТ. В БОР-60 // Атомная энергия. — 2010. — Т. 109. — №.6.

8. Рогозкин Б.Д. и др. Термохимическая стабильность, радиационные испытания, изготовление и регенерация моно-нитридного топлива // Атомная энергия. — 2003. — Т. 95. — №.6. — С. 428-438.

9. Гусев С.С. Проведение эксперимента и анализ полученных результатов со стенда установки измерительной для испытания систем водородной безопасности // Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2024. №1. С. 34-49.

10. Гусев С.С. Экспериментальные исследования эффективности различных методов обнаружения течи натрия при наличии защитных кожухов второго контура // Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2024. №2. С. 45-55.

11. Гусев С.С. Перспективы развития и применения реакторов на быстрых нейтронах // Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2024. №3. С. 56-61.

12. Гусев С.С. Современные проблемы развития атомной отрасли // Оперативное управление в электроэнергетике: подготовка персонала и поддержание его квалификации. 2025. №1. С. 48-55.

13. Гусев С.С. Испытания макета встроенной холодной фильтр-ловушки рабочего участка реактора на быстрых нейтронах БН-1200 стенда САЗ под задачи обоснования безопасности АЭС // Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2024. №6. С. 58-64.

14. Гусев С.С. Типовые решения по каналам дистанционного управления // Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2024. №6. С. 21-31.

15. Гусев С.С. Автоматизация общестанционного оборудования АЭС на базе микропроцессорной техники // Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2024. № 7. С. 15-24.

Задачи

Безопасный останов реактора — это «горячее состояние» или «холодное состояние» реактора, при котором:

— реактор находится в подкритическом состоянии в соответствии с установленными пределами и условиями безопасной эксплуатации;

— отвод остаточного тепла от активной зоны реактора осуществляется с контролируемой скоростью для обеспечения не превышения проектных пределов активной зоны и первого контура;

— оборудование и системы, необходимые для поддержания этих условий, работают в соответствии с проектом [1].

Состав систем, необходимых для останова реакторной установки (РУ) приведен в табл. 1 и 2. Описание этих систем приведено, и перечень объектов управления приведен в технологических пакетах. Далее приведен состав систем контроля и управления, которые необходимы для аварийного останова РУ, и даны описания систем автоматики необходимых для аварийного останова. В настоящем разделе рассматриваются вопросы останова энергоблока при нарушениях нормальной эксплуатации. В соответствии с описанием технологических систем в упомянутых выше таблицах приведен состав технологических систем, участвующих в останове РУ [2].

При нарушениях нормальной эксплуатации способ приведения блока в безопасное состояние заключается в автоматическом срабатывании систем и, при необходимости, корректирующих действиях оператора.

Задачи

Управляющая система запуска системы безопасности (УСБТ) предназначена для автоматизации процессов отвода тепла от РУ, локализации гермообъема при аварийных ситуациях, а также для осуществления контроля и управления системами расхолаживания в процессе их работы по ликвидации аварии [3].

Описание управляющей системы запуска систем безопасности

УСБТ (классификационное обозначение 2НУ) [4] обеспечивает контроль и управление во всех предусмотренных проектом режимах, включая аварийные, следующими системами безопасности:

Для Цитирования:
С.С. Гусев, Системы, требуемые для безопасного останова реактора. Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2026;2.
Полная версия статьи доступна подписчикам журнала
Язык статьи:
Действия с выбранными: