Аппаратно-программные средства контроля физических параметров исследовательских ядерных реакторов


Пискорский И.М., Белошицкий К.А., Грачев Р.В., Майорников В.С.,  Пикулина Г.Н., Распопов Н.В., Савиных А.А., Сусляков М.В., Юхневич В.А.  (ФГУП «РФЯЦ-ВНИЭФ», Саров, Россия)

 

Во ВНИИЭФ накоплен большой опыт по разработке и внедрению каналов контроля физических параметров исследовательских ядерных установок (ИЯУ), которые используются в системах управления и защиты (СУЗ) ИЯУ и при построении специализированных измерительных систем.

В настоящее время в институте проводится модернизация СУЗ нескольких установок. Поэтому существует потребность в разработке новой измерительной и контролирующей аппаратуры, соответствующей современным требованиям безопасности работы установок [2].

Начиная с 2010 года, сотрудники РФЯЦ-ВНИИЭФ работают над созданием специализированных аппаратно-программных средств контроля нейтронно-физических параметров ИЯУ, которые используются в СУЗ ИЯУ института. Примером такой разработки служит унифицированный аппаратно-программный комплекс каналов контроля мощности (АПК ККМ), предназначенный для измерения относительной физической мощности и периода ее изменения на реакторе ГИР. Каналы АПК построены по блочно-модульному принципу, где основной структурной единицей является контрольно-управляющий блок (КУБ). КУБ представляет собой крейт, в котором в качестве контроллера с микропроцессорным управлением используется блок обработки данных (БОД). В КУБ устанавливаются модули различного функционального назначения: измерительные модули токовой камеры (ИМТК), измерительные модули токовой камеры логарифмические (ИМТК-Л), измерительные модули счетчика нейтронов (ИМСН) и высоковольтные преобразователи напряжения (ВПН и ВПН-500) для обеспечения питанием блоков детектирования [3].

В рамках выбранной идеологии было решено расширить номенклатуру модулей для использования в СУЗ ИЯУ. При определении назначения и функциональных возможностей проектируемых устройств применялись принципы аппаратнопрограммного, структурного и функционального разнообразий для повышения отказоустойчивости разрабатываемых систем [4]. При этом учитывалось, что новые модули должны быть надежны и просты в обслуживании [5].

В настоящее время спроектированы или находятся на стадии разработки следующие устройсива: модуль измерения периода разгона МИП, модуль измерения энерговыделения МИЭ, блок токовой защиты БТЗ. В них используются современные быстродействующие микросхемы, позволяющие принимать и обрабатывать большой объем данных в реальном масштабе времени, а также расширить функциональные возможности каждого модуля. Модули могут работать автономно или в составе крейтов КУБ под управлением БОД.

Модуль измерения периода (МИП), блок-схема которого представлена на рис. 1, предназначен для измерения на аппаратном уровне установившегося периода изменения физической мощности ИЯУ в интервале от 1,5 до 1000 Вт  (от 5·1010 до 3,3·1013 дел. АЗ/с) в реальном масштабе времени.

Аппаратно-программные средства контроля физических параметров исследовательских ядерных реакторов

Рис. 1. Блок схема МИП: БИ – блок индикации, БК – блок компараторов, БР – блок реле, НР – нагрузочные резисторы, МК – микроконтроллер, ОУ – операционный усилитель, ПЛИС – программируемая логическая интегральная схема

 

Контроль значений периода изменения мощности является одним из способов контроля состояния ИЯУ. Период изменения мощности определяется как время, в течение которого мощность реактора изменяется в e ≈ 2,71 раз (далее по тексту – период).. Период − величина динамическая, при неизменной мощности период равен бесконечности и становится измеряемым только при изменении мощности. Период ядерного реактора определяется временем жизни одного поколения нейтронов и значением избыточной реактивности. Для любой конкретной ИЯУ время жизни одного поколения нейтронов есть практически постоянная величина, и период определяется только значением избыточной реактивности, характеризующим степень отклонения системы от критического состояния. [6]

Самым ответственным моментом управления реактором является его пуск. Главная задача обеспечения безопасности при этом состоит в обеспечении изменения значений периода рамках заданного диапазона, то есть исключить неуправляемый разгон реактора [7].

С этой целью во ВНИИЭФ используется методика измерения установившегося периода разгона реактора при его пуске. Эти измерения проводятся на начальном этапе эксперимента для определения значения стартовой реактивности.


Алгоритм работы модуля МИП следующий. Сигнал тока с детектора поступает на преобразователь ток-напряжение, выполненный на операционном усилителе, коэффициент преобразования которого задается с помощью нагрузочных резисторов. Далее напряжение подается на блок компараторов, в состав которого входят четыре компаратора. Уровень срабатывания каждого компаратора регулируется подстроечным резистором.

Блок компараторов определяет интервал времени, в течение которого сила тока детектора, пропорциональная значению относительной физической мощности ИЯУ, увеличивается в е-раз. При запуске модуля на выходе компараторов установлен сигнал высокого уровня. Когда значение напряжения на входе превышает заданное значение уставки срабатывания, на выходе компаратора устанавливается сигнал низкого уровня. Сигналы с компараторов поступают на микросхему ПЛИС через схему согласования уровней сигналов (5В↔3,3В), запуская или останавливая таймеры-счетчики. За время разгона реактора измерение периода производится дважды. По завершению второго измерения модуль формирует управляющий сигнал в СУЗ ИЯУ. Значение периода отображается на индикаторах на передней панели модуля и передается на верхний уровень через микроконтроллер. Для согласования уровней сигналов между индикаторами, микроконтроллером и ПЛИС используются буферные передатчики.

Модуль МИП генерирует сигналы аварийной сигнализации ( АС) и предупредительной сигнализации (ПС) при выходе значения периода нарастания мощности за установленные границы.

Измерение периода проводится на трех поддиапазонах: от 0,01 до 10 мс, от 1 до 999 мс и от 0,1 до 999 с. Погрешность получаемых значений составляет на первом поддиапазоне – 0, 002 мс, на втором – 0,1 мс и третьем – 0,1 с. Рабочий поддиапазон выбирается вручную или программно.

Модуль измерения энерговыделения (МИЭ) предназначен для измерения суммарного энерговыделения как интегрального значения относительной физической мощности ИЯУ за заданный интервал времени и выдачи управляющих сигналов в СУЗ. МИЭ используется при работе ИЯУ в статическом и квазиимпульсном режимах. Блоксхема МИЭ приведена на рис. 2.

Аппаратно-программные средства контроля физических параметров исследовательских ядерных реакторов

Рис. 2. Блок схема МИЭ: БР – блок реле, МК – микроконтроллер, НР – нагрузочные резисторы, ОУ – операционный усилитель, ПЛИС – программируемая логическая интегральная схема, ПНЧ – преобразователь напряжение-частота, СЗ – схема запуска

 

Использование МИП позволяет решать следующие задачи:

  •  обеспечение безопасной работы ИЯУ;
  •  генерация импульсов различной длительности в квазиимпульсном режиме[8];
  •  измерение значений энерговыделения для калибровки с применением штатных методик;
  •  измерение значений энерговыделения при проведении экспериментальных исследований и испытаний на радиационную стойкость.

МИП работает следующим образом. Токовый сигнал от детектора поступает на вход операционного усилителя ОУ1, который преобразует ток в напряжение с выбором одного из трех коэффициентов усиления. Далее сигнал напряжения инвертируется и поступает на вход преобразователи ПНЧ, на выходе которого формируется последовательность импульсов, частота следования которых пропорциональна входному напряжению.

Микросхема ПЛИС производит суммирование всех импульсов с момента получения сигнала на начало счета от схемы запуска. Логическая схема сравнивает просуммированное число импульсов с уставкой и, в случае превышения, вырабатывает управляющий сигнал в СУЗ. Также схема рассчитывает суммарное количество импульсов за установленный промежуток времени и среднее значение импульсов в единицу времени, управляет переключением нагрузочных резисторов. Применение ПЛИС увеличивает быстродействие по выработке сигнала в СУЗ при достижении заданного предельного значения суммы импульсов.

Микроконтроллер в составе МИП служит для хранения и записи в ПЛИС значений предельных значений энерговыделения и периода, для выбора нагрузочного резистора и сброса модуля в исходное состояние, для управления работой модуля по шине RS-485 с верхнего уровня.

Блок токовой защиты (БТЗ) (рис.3) формирует сигнал аварийного состояния АС при превышении физической мощности ИЯУ предельного порогового значения на аппаратном уровне и контролирует целостность линии связи с детектором по теневому току.

Для обеспечения безопасности ИЯУ возможность срабатывания систем аварийной защиты в течение времени, сравнимого со временами жизни мгновенных нейтронов (10-7 – 10-3 с), было бы решением многих проблем [7]. При разработке БТЗ стояла задача максимально сократить временную задержку выработки аварийного сигнала при превышении предельного значения физической мощности.

Аппаратно-программные средства контроля физических параметров исследовательских ядерных реакторов

Рис. 3. Блок схема БТЗ: АЦП – аналого-цифровой преобразователь, ИЛИ – логическая схема «ИЛИ», КММ – компаратор максимальной мощности, КТТД – компаратор теневого тока детектора,  МК – микроконтроллер, ЛУ – логарифмический усилитель, ФАС – формирователь аварийного сигнала, ФНС – формирователь сигнала «нерабочее состояние»

 

Токовый сигнал от блока детектирования в рабочем диапазоне от 2,0×10-11 до 2,0×10-3 А поступает на вход логарифмического усилителя (ЛУ), который преобразует токовый сигнал в значение напряжения по логарифмическому закону.  Пороги срабатывания компараторов задаются при помощи подстроечных резисторов. Выходное напряжение с ЛУ, которое изменяется от 0,15 до 4,15 В, подается на компаратор максимальной мощности, где сравнивается с заданным значением. При его превышении КММ срабатывает, в результате чего ФАС генерирует сигнал АС типа «сухой контакт», который передается в СУЗ.


Напряжение с ЛУ подается на КТТД, где порог настроен таким образом, что при отсутствии или уменьшении собственного тока детектора, происходит срабатывание компаратора и вырабатывается нерабочего состояния НС типа «сухой контакт», который передается в СУЗ.


Микроконтроллер МК в реальном масштабе времени считывает код с АЦП и преобразует его в значение тока, которое по запросу передаются на управляющее устройство верхнего уровня, где преобразуется в значение физической мощности ИЯУ.

БТЗ позволяет проверить работоспособность измерительного канала путем подачи опорного тока (Iвх =5×10-7±5%.) на вход ЛУ. Проверка проводится по команде с верхнего уровня и отключенном блоке детектирования.

Модуль измерения физической мощности (МИФМ) предназначен для измерения относительной физической мощности и скорости ее изменения через измерение силы нейтронной составляющей тока или скорости счета статически распределенных импульсов от детекторов нейтронов.

Аппаратно-программные средства контроля физических параметров исследовательских ядерных реакторов

Рис. 4 Блок схема МИФМ: АКС – аналоговый коммутатор сигналов, АЦП – аналого-цифровой преобразователь,  БК1, БК2 – блок коммутаторов, БУ – буферный усилитель, ЗУАС – задатчик уставок аварийных сигналов, КММ – компаратор максимальной мощности, ЛУ – логарифмический усилитель, МК – микроконтроллер, ОПР – оптоприемник, ФАС – формирователь аварийного сигнала, ФПС – формирователь предупредительного сигнала

МИФМ работает следующим образом. Токовый сигнал от детектора нейтронов, работающего в токовом режиме (от 2,0·10-11 до 2,5·10-3 А), поступает на вход логарифмического усилителя (ЛУ), который преобразует токовый сигнал в значения напряжения по логарифмическому закону без переключения диапазонов измерения.

Диапазон измерения физической мощности определяется чувствительностью камеры деления и разбит на три поддиапазона. Для каждого поддиапазона устанавливаются значения физической мощности, при которых будут генерироваться предупредительный и аварийный сигналы. При настройке МИФМ в ЗУАС выставляются значения пороговых напряжений, пропорциональные уровням срабатывания ПС и АС для каждого поддиапазона мощности.

Выходное напряжение с ЛУ, которое изменяется от 0,15 до 4,2 В, подается на компаратор максимальной мощности, где постоянно сравнивается с заданным значением. В случае его превышения сигнал с КММ через схему «ИЛИ1» поступает на формирователь аварийного сигнала, где вырабатывается АС типа «сухой контакт», который передается в СУЗ ИЯУ. АКС обеспечивает контроль текущего значения напряжения на компараторе, соответствующем заданному пределу измерений.

Выходное напряжение ЛУ подается на вход АЦП, где преобразуется МК в цифровой код и далее по запросу от управляющего устройства верхнего уровня (например, ПК) передается по интерфейсу RS-485 для последующего анализа. ПК подает команды МК подключить сигнал измеряемой мощности для сравнения на входы БК1 или БК2. То есть, работа МИФМ для защиты ядерного реактора по превышению мощности основана не на переключении уставок в соответствии с пределами измерения, а на подаче сигнала измеренной мощности на БК1 и БК2 для сравнения с нужной уставкой, чем обеспечивается увеличение быстродействия генерации АС и ПС.

Микроконтроллер в реальном масштабе времени выполняет измерения тока детектора нейтронов (с периодом обновления 50,54 мс) и по ним осуществляет расчет периода нарастания мощности. Данные этих измерений и расчетов по запросу передаются на управляющее устройство верхнего уровня, где преобразуются в текущие значения физической мощности и энерговыделения.

Кроме токового тракта измерения физической мощности МИФМ имеет и счетный тракт измерения. Оптический сигнал с выхода выносного усилителядискриминатора поступает на оптический приемник, где преобразуется в электрический и поступает на один из входов МК, который осуществляет измерение средней скорости счета (обновление данных выполняется с периодом 0,1 с) и выполняет расчет периода изменения средней скорости счета. По значениям средней скорости счета управляющее устройство верхнего уровня выполняет расчет физической мощности. Измерение средней скорости счета МК может осуществлять как с учетом, так и без учета «мертвого» времени детектора нейтронов.

В состав аппаратно-программных средств контроля физических параметров ИЯУ входит аппаратура регистрации времен срабатывания, состоящая из блока оптоэлектронной развязки, модуля измерения времен срабатывания и переходного блока.

Блок оптоэлектронной развязки (БОР) предназначен для обеспечения гальванической изоляции между входными цепями и внешними устройствами в системе СУЗ. Применение оптоизоляционной связи обеспечивает высокую надежность и безопасность передачи цифровых сигналов по каналам связи, а также повышает стойкость к помехам.

Аппаратно-программные средства контроля физических параметров исследовательских ядерных реакторов

Рис. 5 Блок схема БОР

Модуль обеспечивает согласование параметров сигналов из СУЗ с входными цепями модуля измерения времен срабатывания МИВС. БОР препятствует прохождению ложных сигналов («дребезга») от механических контактов. Быстродействие блока исключает временные задержки при передаче сигналов из СУЗ на модуль МИВС. Основным элементов входного узла БОР является диодный оптрон, обеспечивающий гальваническую изоляцию входных и выходных цепей.

Модуль измерения времен срабатывания (МИВС) предназначен для определения времени срабатывания отдельных элементов СУЗ по методу «старт-стоп». Регистратор позволяет вести одновременную регистрацию по 20 каналам. Входные сигналы с элементов СУЗ и измерительных модулей поступают на вход устройства через модуль БОР.

Аппаратно-программные средства контроля физических параметров исследовательских ядерных реакторов

Рис. 2. Блок схема МИВС

В момент формирования импульса излучения ИЯУ происходит множество взаимосвязанных событий, включая как механические, так и нейтронно-физические процессы. Взаимное расположение этих событий на шкале времени является важной технической характеристикой, которая позволяет оценить работоспособность систем реактора и производить коррекцию настроек для дальнейшей работы ИЯУ. Эта информация позволяет обнаружить изменения в поведении оборудования и спрогнозировать отказы. МИВС предназначен для измерения интервалов времени между запускающим сигналом и другими сигналами, поступающими на его измерительные входы. Входными сигналами для МИВС являются сигналы от концевых переключателей фиксирующих начальное, конечное или иное положение механических узлов реактора, сигналы от блоков СУЗ и прочих датчиков.

Модуль МИВС выполняет следующие функции:

производит фиксацию момента времени, когда произошли изменения состояния контролируемых сигналов в СУЗ;

  • регистрирует (производит запись) информацию о временах срабатывания по 20 входным каналам;
  • регистрирует информацию о временах срабатывания в двух шкалах времени: абсолютной и относительной;
  • производит регистрацию времен срабатывания на интервале от 0 до 10 с, с дискретностью равной 50 мкс;
  • по запросу передает результаты измерений на верхний уровень.

Запуск работы модуля МИВС происходит от одного заданных сигналов, определяемых на верхнем уровне, или по первому пришедшему.

Основными элементами МИВС являются микроконтроллер и ПЛИС. В микросхеме ПЛИС реализованы 20 счетчиков времен срабатывания для каждого из 20 входных каналов, что позволяет вести одновременную регистрацию. Запуск счетчиков по одному из избранных сигналов запускает измерения в относительной шкале времени. Остановка счетчика времени происходит в момент прихода сигнала с контролируемого каналом узла. По истечению временного интервала работы модуля, равному 10 с, МИВС переходит в режим ожидания команд с верхнего уровня, связь с которым осуществляется по интерфейсу RS-485.

Конструктивно каждый из представленных в докладе модулей выполнен в виде отдельного блока. Для всех модулей разработана система команд. Набор команд каждого модуля одинаков. Однотипные команды могут отличаться только длиной поля данных. В общем случае, формат сообщений имеет следующий вид:

Запрос: &АBCEE…EECC<CR> Ответ:  $АBCEE…EECC<CR>

где символ ‘&’ – признак начала сообщения запроса; символ ‘$’ – признак начала сообщения ответа; A – адрес (номер) модуля на внутренней шине; B – признак команды чтения/записи данных (‘R’ для записи, ‘W’ для чтения); С – номер регистраbкоманды; EE..EE – данные в шестнадцатеричном формате; CC – контрольная сумма; <CR> – признак окончания команды.

Команды запроса формируются на верхнем уровне, ответы формируются функциональными модулями. Скорость передачи данных составляет 115200 бод. Формат пересылки байта – 1 стартовый бит, 8 бит данных, 1 стоп-бит.

Таким образом, разработка и внедрение многофункциональных аппаратнопрограммных средств для модернизации аппаратуры СУЗ ядерных реакторов и критических стендов во ВНИИЭФ продолжаются.

Использование новых модулей расширяет функциональность аппаратуры СУЗ, повышает уровень безопасности работы ИЯУ за счет реализации принципа разнообразия измерительных средств и дублирования отдельных функций и увеличивает диапазоны измерения физических параметров излучения ИЯУ.

На текущий момент спроектированы и изготовлены аппаратные части перечисленных в докладе модулей, для которых разрабатывается и отлаживается управляющее программное обеспечение. Готовятся документы для метрологической аттестации модулей как средств измерений.

На следующем этапе планируются проведение стендовых испытаний модулей на конкретных ИЯУ и использование их в составе каналов контроля физических параметров излучения ИЯУ при модернизации СУЗ.

Список литературы

  1. Колесов В.Ф., Кувшинов М.И., Воронцов С.В. и др. Критические стенды и импульсные реакторы РФЯЦ ВНИИЭФ. 65 лет ВНИИЭФ. Физика и техника высоких плотностей энергий. Научное издание в 2-х выпусках. Выпуск 1 – Саров: ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», 2011, 335 с.
  2. Заикин A.A., Портнягин А.Ю. Современный интегрированный комплекс аппаратуры системы управления и защиты исследовательских реакторов // Ядерные измерительно-информационные технологии, 2004, № 3, С. 11–24
  3. Воинов М.А., Гунин С.В., Дроздов Ю.М. и др. Аппаратно-программный комплекс каналов контроля мощности исследовательских ядерных установок // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2017, Вып. 4, С. 123– 128
  4. ГОСТ Р МЭК 61513-2011. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Общие требования. Москва, 2011
  5. Алпеев А.С. Диверсные защиты. Разнообразия при проектировании аварийных защит атомных станций. // Ядерная и радиационная безопасность, 2015. Т.76, № 2, с.1–4.
  6. Беденко С.В. Основы управления нейтронным полем в ядерном реакторе: учебное пособие / С.В. Беденко, В.Н. Нестеров, И.В. Шаманин; Томский политехнический университет. – Томск: Томский политехнический университет, 2009. – 176 с.
  7. Юркевич Г.П. Система управления ядерными реакторами: Принципы работы и создания/ Под редакцией академика РАН Хлопонина Н.С.  2-е изд., перераб. и доп.  Москва: ЭЛЕКС−КМ, 2009  448с.: ил.
  8. Мамаев Д.В., Колесов В.Ф., Кувшинов М.И., Пичугин А.М. Реактор БИГР // Импульсные реакторы: история создания и перспективы использования. Труды межотраслевой конференции. Т.1 / Под ред. С.В. Воронцова – Саров: РФЯЦВНИИЭФ, 2016. – 446 с. (стр.77–86)

Понравилась статья? Поделиться с друзьями:
Все об энергетике, электротехнике и электронике
Добавить комментарий

;-) :| :x :twisted: :smile: :shock: :sad: :roll: :razz: :oops: :o :mrgreen: :lol: :idea: :grin: :evil: :cry: :cool: :arrow: :???: :?: :!: