Система управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ввэр

Предлагаемое изобретение относится к области атомной техники, а именно к устройствам, позволяющим управлять процессом перегрузки ядерного топлива в реакторе типа ВВЭР. Система управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ВВЭР содержит устройство числового программного управления (1), устройство контроля и отображения информации (2), пульт автоматизированного управления (3), пульт дистанционного управления (4), электронную вычислительную машину (5) и исполнительный комплекс перегрузочной машины (6), состоящий из аппаратуры контроля нейтронного потока (7), электроприводов (8), блока связи с электроприводами (9), устройства блокировки и путевых датчиков (10), датчиков веса (11) и датчиков линейных перемещений (12). Устройство числового программного управления (1), на которое поступают данные с аппаратуры контроля нейтронного потока (7), а также с устройства блокировки и путевых датчиков (10), с датчиков веса (11) через многоканальный аналого-цифровой преобразователь (13) и с датчиков линейных перемещений (12), содержит первую программируемую логическую интегральную схему (14), связанную с первым микроконтроллером (15), подключенным по последовательному протоколу к электронной вычислительной машине (5), которая соединена с устройством контроля и отображения информации (2) на базе второй программируемой логической интегральной схемы (20) и пультом автоматизированного управления (3). Предложенная система управления обеспечивает точность и надежность работы перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов за счет применения современных средств и принципов построения систем управления технологическим оборудованием. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Предлагаемое изобретение относится к области атомной техники, а именно к устройствам, позволяющим управлять процессом перегрузки ядерного топлива в реакторе типа ВВЭР.

Наиболее близкой к предложенному техническому решению является структура системы управления перегрузочными манипуляторами на базе микропроцессорного устройства ЧПУ (Системы управления перегрузочных манипуляторов атомных электростанций с ВВЭР / А.И.Шиянов, М.И.Герасимов, И.В.Муравьев. - М.: Энергоатомиздат, 1987, - с.65), изображенная на фиг.1, содержащая устройство числового программного управления (УЧПУ) 1, устройство контроля и отображения информации (УКО) 2, пульт автоматизированного управления (ПАУ) 3, пульт дистанционного управления (ПДУ) 4, электронно-вычислительную машину (ЭВМ) 5, исполнительный комплекс перегрузочной машины (ИКПМ) 6, аппаратуру контроля нейтронного потока 7, электроприводы 8, блок связи с электроприводами 9, устройство блокировки и путевые датчики 10, датчики веса 11, датчики линейных перемещений 12, интегрирующий аналого-цифровой преобразователь (АЦП) 13, коммутатор 14, магистраль 15, клавиатуру пульта управления 16, цифровой графический дисплей 17, интерфейс блока преобразования кодов 18, интерфейс связи с ИКПМ 19, третий блок дискретного ввода 20, второй блок дискретного вывода 21, АЦП 22, первый блок дискретного ввода 23, первый центральный процессор (ЦП) 24, первое оперативно-запоминающее устройство (ОЗУ) 25, шину ЭВМ 26, интерфейс печати 27, интерфейс связи с фотосчитывающим устройством 28, фотосчитывающее устройство типа УСЛ-200 29, интерфейс связи с перфоратором 30, интерфейс связи с клавиатурой пульта управления 31, программируемый таймер 32, интерфейс параллельного обмена 33, драйвер 34, электронную печатающую машинку 35, перфоратор типа ПЛ-150 36, блок отображения символьной информации 37, первый блок дискретного вывода 38, устройство индикации 39, цифро-аналоговый преобразователь (ЦАП) 40, второй блок дискретного ввода 41, блок преобразования кодов 42, первое устройство параллельного обмена 43, второй ЦП 44, второе устройство параллельного обмена 45, блок дискретного вывода 46, интерфейс связи с автоматизированными системами высшего уровня 47, второе ОЗУ 48, канал ЭВМ 49, перепрограммируемое постоянное запоминающее устройство 50, блок дискретного ввода 51.

Недостаток данной системы управления состоит в невозможности обеспечить требуемую точность и надежность работы машины с гибким подвесом объектов.

Цель данного изобретения состоит в модификации системы управления в связи с модернизацией объекта управления, а также в повышении точности и надежности работы оборудования за счет применения современных средств и принципов построения систем управления технологическим оборудованием.

Поставленная задача достигается путем применения специально разработанной системы управления для перегрузочной машины с гибким подвесом объектов (патент № 2319236 10.03.2008) в ядерном реакторе типа ВВЭР, представленной на фиг.2, состоящей из исполнительного комплекса ИКПМ 6, УЧПУ 1, устройства контроля и отображения УКО 2 на базе второй программируемой логической интегральной схемы (ПЛИС) 20, пульта автоматизированного управления ПАУ 3, пульта дистанционного (ручного) управления (ПДУ) 4 и периферийных устройств.

ИКПМ 6 связан с первой ПЛИС 14 УЧПУ 1 посредством параллельного 16-разрядного многоканального аналого-цифрового преобразователя (АЦП) 13, последовательного протокола SSI и параллельного протокола. С первой ПЛИС 14 на силовые панели блока связи с электроприводами 9 подаются сигналы, по которым включаются приводы перегрузочной машины (ПМ). Блок связи с электроприводами 9 позволяет управлять электроприводами 8 ПМ в диапазоне скоростей 1-2000 об/мин. Информация о срабатывании устройства блокировки и путевых датчиков 10, сигнал аппаратуры контроля нейтронного потока 7 и данные с датчиков линейных перемещений 12 поступают на первую ПЛИС 14. Информация от датчиков веса 11, выдающих аналоговые сигналы, поступает на первую ПЛИСУ 14 через многоканальный АЦП 13.

ИКПМ 6 связан также с УКО 2 по параллельному протоколу. Эта связь предназначена для блокирования со стороны УКО 2 недопустимых перемещений ПМ и ввода в него информации от аварийных датчиков (блокировок).

В качестве аварийного варианта имеется возможность управления ИКПМ 6 со штатного ПДУ 4.

Ядром предлагаемой системы управления ПМ с гибким подвесом объектов, вокруг которого группируются все остальные подсистемы, является УЧПУ 1. Оно построено на базе электронно-вычислительной машины (ЭВМ) 5, имеющей возможность связи с автоматизированной системой управления АСУ энергоблока. Помимо вышеописанных блоков в состав УЧПУ 1 входит первый микроконтроллер 15, используемый в качестве преобразователя последовательного потока данных в параллельный и наоборот.

К устройству УЧПУ 1 подключается также ПАУ 3, для чего используются PS/2 или USB, DVI или DVB, и LPT интерфейсы.

УКО 2 построено на базе второй ПЛИС 20. В силу возложенных на него функций УКО 2 связано с ИКПМ 6 по параллельному протоколу, а также УКО 2 связано с ЭВМ 5 через второй микроконтроллер 19, также используемый в качестве преобразователя последовательного потока данных в параллельный и наоборот. УКО 2 формирует цифровой видеосигнал с входящей в его состав аналоговой видеокамеры 21 и передает его ЭВМ 5.

Входящие в состав ПАУ 3 клавиатура 16, дисплей 17 и принтер 18 и размещенные на ПАУ 3 средства индикации (на блок-схеме не показаны) образуют подсистему взаимодействия с оператором автоматизированной ПМ. Клавиатура 16, входящая в состав ПАУ 3 и предназначенная для ввода заданий, ввода информации о положении, нагрузках и других параметров ПМ, связана с ЭВМ 5 с использованием протокола PS/2 или USB. Дисплей 17 предназначен для представления персоналу в наиболее оптимальной форме сведений о ходе технологического процесса, состоянии внешней среды ПМ и системы управления перегрузочной машиной (СУПМ), а также для регистрации хода перегрузки топлива. На принтер 18 выводится протокол проведения перегрузки и дублируются наиболее важные сообщения системы.

Блок-схема заявляемой системы управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ВВЭР представлена на фиг.2.

Система управления состоит из ИКПМ 6, аппаратуры контроля нейтронного потока 7, электроприводов 8, блока связи с электроприводами 9, устройства блокировки и путевых датчиков 10, датчиков веса 11, датчиков линейных перемещений 12, УЧПУ 1, первой ПЛИС 14, многоканального аналого-цифрового преобразователя 13, первого микроконтроллера 15, ЭВМ 5, УКО 2, второго микроконтроллера 19, второй ПЛИС 20, АЦП 22, видеокамеры 21, ПАУ 3, клавиатуры 16, дисплея 17, принтера 18 и ПДУ 4.

Система управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ВВЭР работает следующим образом. После ввода с клавиатуры 16 заданий и ввода информации о положении, нагрузках и других параметров ПМ ЭВМ 5 передает данные первой ПЛИС 14 через первый микроконтроллер 15. Поступившие на первую ПЛИС 14 данные поступают на блок связи с электроприводами 9, который формирует сигналы, используемые для управления электроприводами 8. Одновременно с поступлением данных от ЭВМ 5 к первой ПЛИС 14 на первую ПЛИС 14 поступают сигналы от аппаратуры контроля нейтронного потока 7, устройства блокировки и путевых датчиков 10, датчиков веса 11 и датчиков линейных перемещений 12.

Для предотвращения аварийных ситуаций, которые могут быть вызваны блокировкой одного из электроприводов 8, используется устройство блокировки и путевые датчики 10, сигнал с которого поступает на вторую ПЛИС 20 УКО 2. В случае возникновения такой аварийной ситуации вторая ПЛИС 20 передаст сигнал аварийной остановки электроприводов 8 блоку связи с электроприводами 9 и операция перегрузки топлива прекратится.

Для визуализации процесса перегрузки топлива применяется видеокамера 21, видеосигнал с которой поступает на АЦП 22. Далее дискретизированный по времени и величине видеосигнал с блока АЦП 22 подается на вторую ПЛИС 20 и через второй микроконтроллер 19 поступает на ЭВМ 5 для последующей его обработки.

В качестве аварийного варианта сохранена возможность управления ИКПМ 6 со штатного ПДУ 4.

ЭВМ 5 выводит на принтер 18 протокол проведения перегрузки и дублирует наиболее важные сообщения системы. Дисплей 17 предназначен для представления персоналу в наиболее оптимальной форме сведений о ходе технологического процесса, состоянии внешней среды, ПМ и СУПМ, а также для регистрации хода перегрузки топлива.

Предложенная система управления удовлетворяет требованиям точности и надежности работы перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов за счет применения современных средств и принципов построения систем управления технологическим оборудованием.

1. Система управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ВВЭР, содержащая устройство числового программного управления (1), устройство контроля и отображения информации (2), пульт автоматизированного управления (3), пульт дистанционного управления (4), электронную вычислительную машину (5) и исполнительный комплекс перегрузочной машины (6), состоящий из аппаратуры контроля нейтронного потока (7), электроприводов (8), блока связи с электроприводами (9), устройства блокировки и путевых датчиков (10), датчиков веса (11) и датчиков линейных перемещений (12), отличающаяся тем, что устройство числового программного управления (1), на которое поступают данные с аппаратуры контроля нейтронного потока (7), а также с устройства блокировки и путевых датчиков (10), с датчиков веса (11) через многоканальный аналого-цифровой преобразователь (13) и с датчиков линейных перемещений (12), содержит первую программируемую логическую интегральную схему (14), связанную с первым микроконтроллером (15), подключенным по последовательному протоколу к электронной вычислительной машине (5), которая соединена с устройством контроля и отображения информации (2) и пультом автоматизированного управления (3).

2. Система управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ВВЭР по п.1, отличающаяся тем, что устройством контроля и отображения информации (2) содержит второй микроконтроллер (19), соединенный со второй программируемой логической интегральной схемой (20), которая связана с последовательно соединенными видеокамерой (21) и аналого-цифровым преобразователем (22), вторая программируемая логическая интегральная схема (20) устройства контроля и отображения информации (2), также соединена с устройством блокировки и путевыми датчиками (10) исполнительного комплекса перегрузочной машины (6) и блоком связи с электроприводами (9), связанного с пультом дистанционного управления (4).

3. Система управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ВВЭР по п.1, отличающаяся тем, что пульт автоматизированного управления (3) содержит клавиатуру (16), подключенную по протоколу PS/2 или USB к электронной вычислительной машине (5), дисплей (17), соединенный по протоколу DVI или DVB с электронной вычислительной машиной (5) и принтер (18), который по протоколу USB или LPT также подключен к электронной вычислительной машине (5).



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомному машиностроению и может быть использовано для выполнения транспортно-технологических операций со свежими и отработавшими тепловыделяющими сборками (ТВС) в ядерном реакторе.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок (ТВС) для энергетических ядерных реакторов ВВЭР-1000.

Изобретение относится к области машиностроения, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и может быть применено преимущественно для загрузки "свежего" выемного блока реактора взамен аварийного, неисправного или выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях (АС) при перегрузке для дожигания облученного топлива в виде тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа реактора большой мощности канального (РБМК).

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора.

Изобретение относится к уплотнительной технике и может быть использовано в перегрузочных машинах для ядерных реакторов канального типа. .

Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к уплотнительной области техники. .

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и преимущественно предназначено для выгрузки из реактора выемного блока с активной зоной или без нее, полностью или частично выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой с помощью плавучей технической базы и береговой технической базы

Лебедка // 2401242
Изобретение относится к подъемно-транспортному оборудованию и может быть использовано для перегрузки блока с активной зоной ядерного реактора

Изобретение относится к устройствам выгрузки и загрузки на хранение блоков с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС)

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к атомной технике и предназначено для перекрытия и герметизации каналов перегрузки топлива в ядерном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ), в частности может быть применено для извлечения отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС). В шиберном затворе рама подвижная закреплена в пазах массивного подвижного шибера на направляющих штырях с растягивающейся пружиной с возможностью горизонтального и вертикального перемещения относительно шибера, на раме подвижной установлена опора с размещенной на ней подвижной чашей для сбора остатков ЖМТ, между рамой подвижной и чашей установлены пружины, обеспечивающие подвижность чаши в трех плоскостях и обеспечивающие создание усилия поджатия чаши к уплотнительному кольцу, установленному во фланце шиберного затвора, корпус шиберного затвора выполнен со съемной герметизирующей крышкой. Кроме того, фланец с уплотнительным кольцом выполнен съемным. Изобретение обеспечивает сбор остатков ЖМТ, надежную герметизацию, расширение технологических возможностей и биологическую защиту. 1 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к атомной технике, к средствам для установки и извлечения элементов активной зоны, имеющих размеры, не превышающие габариты тепловыделяющих сборок, из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности с натриевым. Перегрузочный комплекс содержит транспортное устройство, герметичный контейнер с биологической защитой, направляющую переходную трубу и переходный блок. Перемещение элементов активной зоны в герметичный контейнер осуществляется внутри направляющей переходной трубы, герметично установленной на гнездо перегрузки в малой поворотной плите реактора и состыкованной с контейнером через переходный блок, установленный в поворотной плите перекрытия надреакторного помещения. Контейнер оснащен захватом, перемещаемым при помощи несущей и управляющей цепей захвата. Направляющая переходная труба снабжена обсадной трубой для управления захватом и устройством для подъема переходного блока. Технический результат - снижение дозовых нагрузок на персонал. 3 ил.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к подъемно-транспортному оборудованию, и может быть использовано для перегрузки радиоактивных изделий в ядерном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем как транспортное приспособление для обеспечения перегрузки. Многоуровневая конструкция приспособления для транспортировки блока выемного представляет собой рамную сварную структуру на опорах с элементами закрепления/раскрепления с блоком выемным и захватом перегрузочного скафандра, которая обеспечивает возможность стыковки и зацепления с силовыми и поворотными шпильками блока выемного. Технический результат - расширение технологических возможностей перегрузочного оборудования. 7 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при перегрузке изделий из реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Канал направляющий состоит из канала, плиты установочной и блока приводов. Канал представляет собой трубу с опорным фланцем, на нижней поверхности которого имеются элементы для ориентации канала при установке на плиту установочную. Верхняя поверхность плиты установочной служит опорой при установке скафандра перегрузочного и также снабжена ориентирующими элементами и уплотняющим элементом для обеспечения герметичности стыка канал-скафандр. Внутри канала имеется ряд вертикально расположенных роликов ориентирующих, предназначенных для перемещения по ним захвата скафандра перегрузочного. В блоке приводов объединены привод управления поворотными шпильками блока выемного и привод управления подхватами приспособления для транспортировки блока выемного. Технический результат - обеспечение при перегрузке необходимой защитной среды, исключение возможности механической деформации перегружаемых изделий. 3 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано преимущественно для перегрузки части выемной главного циркуляционного насоса в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Захват представляет собой корпус, в котором на поворотных осях установлены три рычага, взаимодействующие с переходником, который закреплен на части выемной ГЦН. На рычагах захвата смонтированы ролики, взаимодействующие с поворотным копиром, который обеспечивает открывание и закрывание захвата при взаимодействии с приводом управления захвата. Корпус захвата удерживается крестовиной, которая установлена на тележке, закрепленной на цепи привода перемещения захвата. Крестовина снабжена попарно установленными роликами, взаимодействующими с направляющими, установленными внутри контейнера. На нижнем торце захвата выполнено отверстие для сохранения ориентации части выемной ГЦН при перемещении. Достигается расширение технологических возможностей захватного устройства, улучшение радиационной и ядерной безопасности, повышение надежности работы при воздействии высоких температур и обеспечение осевого и углового позиционирования части выемной ГЦН в процессе перегрузки. 3 ил.

Лебедка // 2584412
Изобретение относится к устройствам перемещения изделий и может быть использовано для извлечения посторонних предметов из ядерного реактора. Лебедка содержит вращающийся от привода барабан. На поверхности барабана расположены две винтовые канавки, на которые уложены канаты, одним концом заделанные в этот барабан. Далее канаты пропущены через систему блоков, установленных на перемещаемом изделии. Далее канаты возвращаются в корпус лебедки, проходят каждый через свой блок, связанный с датчиком давления, и заделываются на уравновешивающем коромысле. Достигается повышение надежности устройства. 6 ил.
Наверх