Управление и защита ЯЭУ: СУЗ АЭС

1. Управление и защита ЯЭУ: СУЗ АЭС

Основная литература.
1. Введение в теорию СУЗ// Богуш А.А., Мороз Л.Г. – М., Наука, 2014, 421 с.
2. Лекции по теории СУЗ// М. В. Садовский. –М., Институт компьютерных
исследований, 2003, 480 с.
3. Лекции по СУЗ // Дирак П.А.М. М., Мир, 1971,
4. Королев В.В. Системы управления и защиты реакторов АЭС. Методическое
пособие по курсу лекций для выполнения семинарских занятий, курсовой и
лабораторных работ. ОАИТЭ. Обнинск 2009 г.50 экз.
5. Емельянов И.Я., Ефанов А.И., Константинов Л.В. Научно-технические основы
управления ядерными реакторами. М. Энергоиздат, 1981 г.
6. Плютинский В.И. Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита
теплоэнергетических установок АЭС. М. Энергоатомиздат 1983.
7. Королев В.В. Системы управления и защиты АЭ С. М.: Энергоатомиздат 1986.

2. Управление и защита ЯЭУ: СУЗ АЭС

Система управления и защиты (СУЗ) реактора предназначена для
управления реактором при его пуске, работе на мощности, плановой или
аварийной остановке реактора, путем изменения положения твердых
поглотителей органов регулирования (ОР), размещаемых в активной зоне
реактора.
К управляющей системе безопасности относятся следующие системы и устройства,
входящие в СУЗ:
• датчики технологических параметров;
• аппаратура обработки сигналов от датчиков технологических параметров;
• аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП);
• система аварийной защиты (АЗ);
• система предупредительной защиты, включая регулятор ограничения мощности (ПЗ,
РОМ);
• система контроля положения органов регулирования;
• система группового и индивидуального управления.

3.

Функциями СУЗ являются:
· аварийная защита реактора (АЗ);
· предупредительные защиты реактора (ПЗ), включая, ускоренную предупредительную
защиту (УПЗ), предупредительную защиту I рода (ПЗ – I), предупредительную защиту II
рода (ПЗ – II)
· автоматическое регулирование мощности реактора;
· дистанционное групповое и индивидуальное управление ОР;
· контроль нейтронно-физических параметров реактора, положения ОР и технологических
параметров реактора, используемых для выполнения задач СУЗ;
· индикация, регистрация, архивирование информации.
Задачи СУЗ:
• Компенсировать избыточную реактивность
• Обеспечение пуска и останова реактора,
• Изменение мощности
• Компенсация малых, но быстро возникающих колебаний теплоносителя.
• Обеспечение безопасности работы реактора (возможность останова реактора при
появлении необратимых процессов)

4.

Основным органом являются рабочие стержни.
Их механизм действия на процесс:
• Снижение потока тепловых нейтронов (за счет материалов, активно поглощающих
нейтроны (бор, кадмий).
• Изменение утечки нейтронов (из-за размещения поглотителей в АЗ)
В состав СУЗ входят:
- два комплекта аварийной защиты;
- комплект предупредительной защиты, включая устройство разгрузки и ограничения
мощности реактора;
- автоматический регулятор мощности реактора;
- оборудование группового и индивидуального управления;
- оборудование электропитания.

5. Структура СУЗ серийного ВВЭР-1000

6.

АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока
АЗТП – аппаратура защиты по технологический параметрам
АЗ – аварийная защита
ПЗ – предупредительная защита
РОМ - регулятор ограничения мощности
ОР – органы регулирования
БЩУ – блочный щит управления
РЩУ – резервный щит управления
БД – блок детектирования
УНО - устройство накопления и обработки информации
АФП - аппаратура физического пуска
ГЦН - главный циркуляционный насос
ТПН - турбопитательный насос
В состав комплекса входят:
• два комплекта АКНП для СУЗ;
• комплект АКНП для РЩУ;
• аппаратура физического пуска;
• аппаратура контроля реактивности;
• аппаратура контроля перегрузки топлива.

7.

Комплект АКНП для РЩУ также содержит три канала контроля с БД, аналогичными
комплекту АКНП для СУЗ. Выходные сигналы АКНП для РЩУ используются только для
отображения информации.
Аппаратура физического пуска (АФП) используется для контроля нейтронного потока при
пусковых операциях. В БД АФП используются счетчики медленных нейтронов. Диапазон
контроля 5·103-5·102 нейтр./см2·с. . Счетчики медленных нейтронов не работоспособны при
больших значениях плотности потока нейтронов и g-излучения.
Аппаратура контроля реактивности служит для вычисления отображения и регистрации
реактивности активной зоны реактора. АКР обеспечивает измерение реактивности в
диапазоне от -25 до +1 (в ед. βэфф.). Используется при определении эффективности ОР,
борных, температурных, мощностных и других эффектов реактивности реактора.
Аппаратура контроля перегрузки топлива предназначена для контроля плотности
нейтронного потока и периода на этапе загрузки/перегрузки топлива. Информация выводится
на пульт перегрузочной машины, пульт физика и БЩУ. Блоки детектирования размещаются в
специальных каналах в выгородке активной зоны реактора под углом 1200 таким образом,
чтобы охватывалась вся активная зона по периметру равномерно. Блоки детектирования
содержат урановую камеру деления, диапазон контроля от 1 до 106 нейтр./см2с.

8. Реактивность реактора

Кэф - эффективный коэффициент размножения нейтронов, равный отношению количества
нейтронов последующего (n+1)-го поколения к количеству нейтронов предыдущего nго поколения.
Кэф = Q(n+1)/Q(n), при n→∞
Реактивность ядерного реактора — безразмерная величина, характеризующая поведение
цепной реакции деления в активной зоне ядерного реактора и выражаемая
соотношением:
k ýô 1
k ýô

9.

В зависимости от знака реактивности нейтронная мощность реактора ведёт себя поразному.
Например, при отсутствии дополнительного внутреннего источника нейтронов и обратных
связей в ядерном реакторе выделяют три различных состояния:
ρ<0, кэф<1 - то нейтронная мощность после затухания переходных процессов будет
уменьшаться, такое состояние реактора называют подкритическим.;
ρ=0, кэф=1 - то нейтронная мощность не изменяется, такое состояние реактора называют
критическим.
ρ>0, кэф>1 - то нейтронная мощность после затухания переходных процессов будет
увеличиваться, такое состояние реактора называют надкритическим.
Нейтроны делятся на две группы: мгновенные (“prompt”) и запаздывающие (“delayed”).
Количество мгновенных нейтронов «p» в реакторе с урановым топливом составляет 99.36%
и испускается спустя 10-14 сек после акта деления ядра топлива. Количество
запаздывающих нейтронов «d» составляет величину 0.64% и испускается за время от долей
до десятков секунд спустя после акта деления. Тогда, обозначая β - долю запаздывающих
нейтронов, а (1-β) - долю мгновенных нейтронов, получаем:
Кэфф = Кэфф×β+ Кэфф(1-β)

10. Единицы измерения реактивности

Реактивность — безразмерная величина, это просто число, и особых единиц для
измерения реактивности не требуется.
Однако на практике для её измерения используются различные относительные и
условные единицы. Во-первых, реактивность может измеряться в процентах, то
есть в единицах, равных одной сотой от единицы, вытекающей из определения
реактивности. Во-вторых, реактивность измеряется в обратных часах. Эта
единица употребляется для малых реактивностей при измерениях периодов
реактора. Обратный час есть такая реактивность, которой соответствует
установившийся период реактора в 1 ч. Наконец, реактивность измеряется в
единицах β (доли запаздывающих нейтронов), или долларах и центах. За один
доллар принимается реактивность, равная β, а центы составляют сотые доли
этой реактивности.

11. Управление реактивностью

Главная норма обеспечения ядерной безопасности реактора заключается в недопустимости
ввода в активную зону положительной реактивности ∆ρ>0, величина которой превышает
эффективную долю запаздывающих нейтронов βeff.
Таким образом, ядерно-безопасный реактор должен удовлетворять следующим главным
критериям обеспечения его безопасности:
· величина изменения реактивности ∆ρ< βeff ;
· мощностной эффект реактивности МЭР( приращение реактивности/приращение
мощности)<0;
· Keff ав.<1 в аварийных ситуациях.
Оперативный запас реактивности (ОЗР) — это положительная реактивность, которую
ядерный реактор имел бы при полностью извлеченных стержнях системы управления и
защиты.
• реактивность, вносимая стержнем, имеет нелинейную зависимость от глубины погружения
стержня;
• стержни, находящиеся в разных частях активной зоны, вносят разную реактивность.

12.

Период реактора — время, за которое мощность ядерного реактора изменяется в e
раз (~2,7 раза).
Это величина, обратная реактивности. Измеряется в секундах. Наряду с
мощностью (измеряемой в процентах) является одной из основных нейтроннофизических характеристик работающего ядерного реактора.
Величину периода реактора необходимо контролировать для того, чтобы не
допустить разгона на быстрых нейтронах реактора, работающего на тепловых
нейтронах. Это возможно при увеличении доли быстрых нейтронов при быстром
увеличении мощности реактора. Чтобы этого не произошло, в конструкцию
реактора вносят такие изменения, которые не позволяют вводить слишком быстро
положительную реактивность. Дополнительно устанавливается аварийная
защита, которая остановит или ограничит мощность реактора при уменьшении
периода меньше величины установки.

13. Контроль и поддержание заданного уровня мощности реактора

Регулирование реактора осуществляется с помощью системы управления и
защиты. Функциональное назначение СУЗ состоит в обеспечении:
автоматического и ручного поддержания заданной мощности или перехода с
одной мощности па другую;
компенсации изменений реактивности (вследствие выгорания, шлакования,
отравления, температурного эффекта, воспроизводства) в процессе кампании;
безопасности работы реактора.
Система СУЗ воздействует на органы регулирования нейтронного потока в
реакторе по информации с датчиков контроля нейтронного потока в соответствии
с определенными алгоритмами.
Датчики контроля нейтронного потока – измерительные системы,
предназначенные для контроля плотности потока нейтронов в реакторе при
различных его состояниях. Датчики могут располагаться как непосредственно в
активной зоне, так и в боковом отражателе.

14.

Типы датчиков:
1) внутриреакторные датчики (ВРД):
– ВРД Р (радиальные);
– ВРД В (высотные).
2) боковые ионизационные камеры (БИК) – размещены в боковом отражателе;
3) датчики широкодиапозонного контроля (ШДК) – универсальные измерительные
системы, работающие на всех уровнях мощности реактора. Размещены в боковом
отражателе;
4) камеры деления (КД) – импульсные камеры, размещенные в реакторе симметрично в
каналах крайнего ряда отражателя. Используются при пуске в подкритическом состоянии
и на начальной стадии подъема мощности. По завершении начальной стадии пуска эти
камеры извлекаются из реактора.

15.

Органы регулирования нейтронного потока (ОР) – поглощающие стержни,
объединенные в несколько групп:
1) стержни ручного регулирования (РР);
2) стержни автоматического регулирования (АР):
– АРБ – работают по сигналам боковых ионизационных камер;
– АРВ – работают по сигналам внутриреакторных датчиков;
– ПК АРБ, ПК АРВ – стержни перекомпенсации, подключающиеся в помощь
основным регуляторам;
3) укороченные стержни-поглотители (УСП) – вводятся в активную зону снизу и
используются для высотного регулирования поля энерговыделения;
4) стержни аварийной защиты (АЗ) – в режиме нормальной эксплуатации всегда
выведены из активной зоны, используются для заглушения реактора в режиме АЗ

16. Стержни-поглотители. Устройство, принцип работы

В качестве органов регулирования реактивности в канальных реакторах
используются твердотельные поглотители, выполненные в виде стержней,
перемещаемых в специально выделенных каналах реактора с помощью
сервоприводов.
Для реакторов РБМК 2-го поколения в частности применяются 211 стержнейпоглотителей, которые по функциональным признакам распределены следующим
образом:
• 12 стержней автоматического регулирования АР;
• 12 стержней локального автоматического регулирования ЛАР;
• 32 укороченных стержня поглотителя УСП;
• 24 стержня быстрой аварийной защиты БАЗ;
• 131 стержень ручного регулирования РР.

17.

Рисунок 1 Стержни-поглотители для Стержни АР, ЛАР .

18.

Стержни АР, ЛАР (рис. 1) идентичны и состоят из поглотителя длиной 6772 мм,
телескопического соединения и вытеснителя длиной 4560 мм, ход стержней - 6550 мм.
Стержни СУЗ состоят из двух секций: секция поглотителя нейтронов из карбида бора,
обогащённого изотопом 10B + титанат диспрозия, и секция вытеснителя из графита, секции
соединены между собой телескопической тягой.
Стержни перемещаются в каналах СУЗ (аналогичных технологическим каналам, в которых
размещаются тепловыделяющие сборки ТВС) и охлаждаются водой.
Когда стержень находится в крайнем верхнем положении Рис 1a, в активной зоне
размещается его графитовая часть. Графит, это замедлитель, практически не поглощающий
нейтроны, в отличие от воды, которая тоже замедлитель, но нейтроны поглощает. Если
стержень находится в крайнем нижнем положении Рис 1б, то в активной зоне реактора
расположен сильный поглотитель карбид бора.

19.

Рисунок 2 Модернизированные стержни предназначенные для работы в режиме РР.

20.

Модернизированные стержни с семиметровым вытеснителем и надвигающимся
нижним ленточным звеном поглотителя (рис. 2), предназначены для работы в
режиме РР. Стержень состоит из поглотителя и вытеснителя, телескопически
соединенных друг с другом.
Для исключения столбов воды в активной зоне длина вытеснителя увеличена до
~7,1м. Конструкция и материал вытеснителя аналогичны конструкции
вытеснителя стержня АР (ЛАР).
Поглотитель выполнен из пяти шарнирно соединенных звеньев общей длиной по
поглотителю ~ 6790мм. При этом четыре верхних звена представляют собой
штатные звенья поглотителя стержня БАЗ общей длиной по поглотителю 4105мм,
а нижнее звено, длиной ~2,6м, выполнено в виде 18-ти отдельных стальных
ленточных полос - поглощающих элементов (ПЭЛ), расположенных по
окружности и скрепленных друг с другом дистанционирующими кольцами.
14 ПЭЛ из 18-ти заполнены поглотителем - порошком титаната диспрозия
Dу2TiO5, а четыре ПЭЛ выполнены холостыми, без поглотителя.
Рабочий ход модернизированного стержня составляет 6650мм.

21.

Рисунок 3Укороченные стержни-поглотители (УСП).
Стержни УСП (рис. 3) состоят из поглотителя длиной 4088 мм, телескопического соединения
и вытеснителя длиной 6700 мм, ход стержней - 3500 мм.

22.

Рисунок 4 Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ).

23.

Стержень БАЗ (рис. 4) имеет длину поглотителя 7250 мм, ход стержня - 6750 мм.
Стержень БАЗ выполнен из 7 шарнирно соединенных звеньев поглотителя с
общей длиной поглощающей части 7,25 м. В нижней части стержня установлен
пленкообразователь. Главное отличие этого стержня от стержня РР заключается в
отсутствии вытеснителя, так как стержень БАЗ перемещается в канале,
охлаждаемом пленочным течением воды.
Кластерный регулирующий орган (КРО) состоит из неподвижного вытеснителягильзы длиной 16,5 м, в которой имеется 12 отверстий диаметром 10 мм, в
которых размещаются поглощающие элементы (ПЭЛ) из титаната диспрозия.
Каждый ПЭЛ длиной 7600 мм состоит из двух шарнирно соединенных между
собой звеньев. Двенадцать ПЭЛ образуют пучок (кластер), закрепленный на
подвеске, которая крепится к ленте сервопривода. Рабочий ход ПЭЛ КРО
составляет 7000 мм.

24. Мощность остаточного энерговыделения.

Оста́точное тепловыделе́ние (остаточное энерговыделение) — специфическая
особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения
цепной реакции деления и обычной тепловой инерции, выделение тепла в
реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных
проблем, непосредственно связанных с ядерной безопасностью.
Для расчёта выделяемой после остановки мощности используются формулы,
предложенные различными учёными. Наибольшее распространение получила
формула Вэя—Вигнера. Исходя из неё мощность остаточного тепловыделения
уменьшается по закону:
, где:
— мощность остаточного тепловыделения реактора через время
после его останова;
— мощность реактора до останова, на которой он работал в течение
времени
• время выражено в секундах (существуют формулы, имеющие несколько другой
вид, где время выражено в сутках)

25.

На начальном этапе после останова, когда
упрощённую зависимость:
, можно использовать
Таким образом после останова остаточное энерговыделение составит примерно:
Формула Уинтермайера—Уэллса позволяет учитывать вклад распада 235U и
239Pu в остаточное тепловыделение:
где
— в процентах от мощности до останова.

26. Пример расчётной кривой остаточного тепловыделения

27. Кризисы теплообмена в активной зоне. Работа регуляторов.

Кризис теплоотдачи (теплообмена) — резкое ухудшение теплоотвода от
теплоотдающей поверхности, сопровождающееся скачкообразным ростом ее
температуры. По современным представлениям кризис связан с уменьшением
количества жидкости, находящейся в контакте со стенкой, в результате чего стенка
начинает перегреваться.
Тепловая нагрузка qкр , при которой происходит это явление, называется
критической.
Многие авторы высказываются за существование двух модификаций кризиса
теплообмена:
Во-первых, при течении недогретой до температуры насыщения жидкости,
когда с повышением плотности теплового потока у стенки начинается пузырьковое,
а затем пленочное кипение. В этом случае пленка пара экранирует стенку от
основного потока жидкости, что приводит к резкому ухудшению теплоотдачи. Такое
явление называют кризисом теплообмена первого рода.

28.

Критический тепловой поток qкр сложным образом зависит от скорости,
давления и температуры теплоносителя, формы и размеров теплопередающей
поверхности. Это весьма сложное теплофизическое явление пока не имеет
общего аналитическрго решения, но для различных конкретных случаев
получены эмпирические уравнения, позволяющие рассчитывать qкр в
определенной области температур.
Например, для стержневых цилиндрических твэлов при давлении 14-20 МПа,
недогреве до кипения ∆t=(10¸100)°С и скорости теплоносителя w=1,5¸7 м/с:
ккал/(м2´ч)
где
- удельные объемы пара и воды при температуре насыщения, м3/кг;
ρ - плотность теплоносителя, кг/м3.

29.

Чтобы не допустить пленочного кипения, необходимо так организовать
теплосьем, чтобы в самом напряженном твэле существовал запас по критической
тепловой нагрузке:
где qср - средний тепловой поток, ккал/(м2´ч); kv - объемный коэффициент
неравномерности тепловыделения.
В другом случае кризис возникает при охлаждении поверхности парожидкостным
потоком с достаточно большим паросодержанием. При некоторых его значениях
происходит выпаривание или срыв пленки жидкости с поверхности, которая
начинает охлаждаться паром. Это явление называют кризисом теплообмена
второго рода или иногда «кризисом орошения». Как правило, кризис теплообмена
второго рода сопровождается пульсациями температуры стенки из-за ее
попеременного охлаждения то паром, то жидкостью. Этот кризис характерен для
парогенерирующих каналов.

30.

Режимы теплообмена в активной зоне ядерного реактора определяют
теплотехническую надежность активной зоны - это ее способность сохранять в
течении заданного времени (кампании ядерного топлива) нормальный теплоотвод
от твэлов при работе реактора в стационарном режиме без превышения
предусмотренных в проекте случайных отклонений конструкционных и
эксплутационных параметров от их номинальных значений.
Допустимая тепловая мощность реактора зависит также от неравномерности
энерговыделения в активной зоне. Чем больше значение коэффициентов
неравномерности энерговыделения в активной зоне, тем меньше максимально
допустимая тепловая мощность реактора.
Поэтому, если в процессе эксплуатации при работе на мощности по
результатам контроля выявится, что коэффициент неравномерности по объему
активной зоны kv или неравномерность мощности ТВЭЛов, ТВС превысят
допустимые (проектные) значения, то мощность реактора должна быть снижена.

31. Нестационарное отравление реактора ксеноном

Ио́дная я́ма, или ксено́новая я́ма, — состояние ядерного реактора после его
выключения либо снижения его мощности, характеризующееся накоплением
короткоживущего изотопа ксенона 135Xe (период полураспада 9,2 часа),
образующегося в результате радиоактивного распада изотопа иода 135I (период
полураспада 6,6 часа). Этот процесс приводит к временному появлению
значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает
невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого
периода (около 1-2 суток).
Иодная яма — одно из проявлений так называемого «отравления» ядерного
реактора, которое является одной из главных сложностей, делающих
проблематичной работу АЭС в режиме постоянно меняющейся выходной
мощности.

32.

На рисунке показано изменение концентрации NXe(t) и реактивности ρ остановленного
реактора, если плотность потока φ в работающем реакторе до остановки была равна 1018
нейтр./(м²·с). Максимальное отравление, наступающее через 11 ч после остановки реактора,
возрастает с увеличением плотности потока нейтронов φ.
При проектировании реактора учитывают эффект иодной ямы. Высокие значения удельной
мощности требуют дополнительного увеличения загрузки ядерного топлива для компенсации
иодной ямы. Иначе выключенный реактор будет невозможно вывести на мощность (особенно в
конце кампании) в течение нескольких десятков часов, пока не произойдёт почти полный
распад 135Xe в активной зоне.

33. Ионизационные камеры. Устройство. Принцип работы.

Простейшим ионизационным детектором является ионизационная камера,
представляющая собой конденсатор, состоящий из двух параллельных пластин,
пространство между которыми заполнено каким-либо газом до заданного
давления.
В зависимости от подаваемого напряжения детектор может работать в режиме
ионизационной камеры, пропорционального счётчика и счётчика ГейгераМюллера.

34.

В зависимости от формы электродов ионизационные камеры подразделяются
на плоские, цилиндрические и сферические.
Конструкция цилиндрической ионизационной камеры:
1 - собирающий электрод; 2 - высоковольтный электрод;
3 - электростатический экран; 4 - изоляторы; 5 - охранное кольцо

35.

Сферическая ионизационная камера применяется в экспериментальной физике
для регистрации нейтронов. Сферический корпус наполняют изотопом Не под
большим давлением. Центральным электродом (собирающим) служит
металлический шарик, вводимый на стержне в центр сферы.
Конструкция сферической ионизационной камеры: 1 - корпус; 2 - изолятор; 3 собирающий электрод

36.

В ряде случаев в конструкции ионизационных камер вводят
дополнительные электроды, предназначенные для выполнения всякого рода
вспомогательных функций.
Ионизационные камеры могут работать в токовом и импульсном режимах.
Режим работы обеспечивается электрической схемой включения,
конструкцией и наполнением. Многие типы ионизационной камеры,
включенные в соответствующую электрическую схему, могут работать как в
токовом, так и в импульсном режимах.
Импульсной камерой регистрируют отдельные заряженные частицы при
условии, что моменты попадания в камеру отдельных частиц будут разделены
промежутками времени, превышающими время сбора носителей заряда,
образованных предыдущими частицами. В этом случае порция заряда,
накопленная на электродах за счет сбора образованных частицей ионов,
обусловливает кратковременное, импульсное протекание тока в электрической
цепи.

37. Основные регуляторы, влияющие на аварийные переходные процессы

В процессе работы реактор в основном находится в нестационарном
состоянии. Эго вызвано либо переходными процессами, связанными с
изменением мощности реактора, либо очень малыми колебаниями реактивности
под влиянием различных внутренних или внешних факторов.
Оперативное изменение эффективного коэффициента размножения,
удержание реактора в критическом и подкритическом состояниях
осуществляются системой управления и защиты (СУЗ). В СУЗ входят рабочие
органы, механические устройства, детекторы, приборы контроля, усилительные
схемы. Можно выделить три основные функции СУЗ:
1) компенсация избыточной реактивности;
2) изменение мощности реактора, включая его пуск и останов, а также
регулирование (поддержание) мощности при малых, но достаточно быстрых
отклонениях от критичности, вызванных случайными колебаниями параметров;
3) аварийная защита реактора (быстрое и надежное гашение цепной реакции
деления).

38.

В соответствии с функциями СУЗ поглощающие стержни разделяют на три
группы: стержни автоматического регулирования (АР), компенсирующие
стержни (КС) и стержни аварийной защиты (АЗ).
Изменение плотности нейтронного потока при различных значениях реактивности

39.

40. Повышение безотказности элементов СУЗ.

В соответствии с требованиями ГОСТ надежность автоматизированных
систем контроля и управления ядерными реакторами в целом должна
характеризоваться ресурсом и сроком службы и, кроме того, отдельно для каждой
функции следующими параметрами наработкой на отказ Тн, средним временем
восстановления Тв; коэффициентом готовности Кг.
Тн среднее время наработки на отказ, представляющее собой среднее время
между включением системы в непрерывную работу (после наладки или ремонта)
и ее отказом.
Среднее
время
восстановления
Тв
определяется
как
средняя
продолжительность перерыва в работе восстанавливаемого устройства, требуемая
для обнаружения и устранения отказа.
Коэффициент готовности Кг — это вероятность того, что восстанавливаемое
устройство будет работоспособно в любой произвольно выбранный момент
времени Он зависит от Тн и Тв.
ÒÍ
ÊÃ
ÒÍ ÒÂ

41.

По условиям работы устройства СУЗ делятся на восстанавливаемые и
невосстанавливаемые
Восстанавливаемым называется устройство, работа которого после отказа
может
быть
возобновлена
в
результате
проведения
необходимых
восстановительных работ (через время Тв). При анализе показателей надежности
восстанавливаемых узлов блоков времена восстановления определяются с учетом
наличия сигнализации неисправностей, возможности быстрого обнаружения
неисправности, сложности блока и его конструктивного исполнения.
Невосстанавливаемое устройство — устройство, работа которого после отказа
считается невозможной (обычно такие устройства могут быть восстановлены
только при остановленном реакторе).

42.

Для обеспечения высоких требований по надежности используются
различные меры дублирование отдельных подсистем, автоматические и плановые
профилактические проверки оборудования.
Для повышения надежности отдельных элементов, блоков и подсистем
применяют следующие методы:
резервирование
физическое разделение систем
разнотипность оборудования.
Для блоков и устройств, не допускающих «перерыва в работе, применяется
«горячее» резервирование, т. е. резервный элемент (блок, устройство) находится
во включенном состоянии и при отказе рабочего элемента немедленно
включается в работу.
При «холодном» резервирование резервный элемент (блок, устройство)
находится в выключенном состоянии и включается в работу после отказа
рабочего элемента.

43.

44.

Для повышения надежности работы отдельных устройств применяется
сигнализация неисправностей, позволяющая быстрее обнаружить и устранить
неисправности. Таким образом уменьшается среднее время восстановления Тв.
Оценка надежности СУЗ производится отдельно для всех наиболее
ответственных подсистем и функций.

45.

Спасибо за внимание.