Способ управления ядерной энергетической установкой

 

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.

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.

Формула изобретения

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.

NF4A Восстановление действия патента Российской Федерации на изобретение

Извещение опубликовано: 10.07.2006        БИ: 19/2006




 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС
Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, в частности, к управлению термоэмиссионным реактором-преобразователем (РП), используемым в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов (КА)

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в системах автоматического управления ядерных энергетических установок (ЯЭУ), исполнительный механизм которых имеет общий привод для группы органов регулирования

Изобретение относится к ядерной технике и касается способа управления по мощностному каналу пуском ядерного реактора
Изобретение относится к ядерной техники и касается способа управления расхолаживанием ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с естественной циркуляцией теплоносителя в контурах охлаждения и отрицательным температурным эффектом реактивности (ТЭР) на участке процесса уменьшения физической мощности реактора до пяти и менее процентов ее номинального значения

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано на атомных теплоэлектроцентралях при комбинированном производстве тепловой и электрической энергии

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в энергоблоках атомных электрических станций (АЭС), в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) другого назначения с любым типом реактора, а также на тепловых электростанциях

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС
Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, в частности, к управлению термоэмиссионным реактором-преобразователем (РП), используемым в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов (КА)

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при разработке реакторов с водой под давлением

Способ управления ядерной энергетической установкой, объекты с ядерными энергетическими установками

Наверх