Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки



Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки
Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки

 


Владельцы патента RU 2593389:

Федеральное Государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" (RU)
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" (RU)

Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ) может быть использована для создания систем контроля, управления и измерения в составе систем управления и защиты СУЗ ИЯУ, для обеспечения безопасности работы ИЯУ в импульсном, квазиимпульсном и статическом режимах. Технический результат - повышение точности и надежности мониторинга выходных характеристик ИЯУ при всех режимах работы ИЯУ. Автоматизированная система контроля включает систему измерения физических характеристик, построенную по многоканальному параллельному принципу и содержащую подсистему контроля мощности с токовыми и импульсными ионизационными камерами, подсистему контроля температуры и подсистему накопления и обработки информации, включающую процессоры, работающие по заданным программам, обрабатывающие и преобразующие сигналы датчиков с сохранением данных и передачей их для формирования сигналов аварийной защиты в вычислительное устройство более высокого уровня, кроме этого содержит подсистему контроля параметров импульса ИЯУ и подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов. 1 ил.

 

Изобретение относится к системам сбора и обработки сигналов и может быть использовано для автоматизации процессов измерения основных нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки (ИЯУ), для создания систем контроля, управления и измерения в составе систем управления и защиты (СУЗ) ИЯУ, для обеспечения безопасности работы ИЯУ в импульсном, квазиимпульсном и статическом режимах. К автоматизированным системам контроля ИЯУ предъявляются высокие требования по надежности их работы, так как от этого зависит безопасность функционирования установки в целом. Одним из способов повышения надежности подобных системы является введение избыточности входящих в нее компонентов. Использование избыточных компонентов возможно на всех этапах сбора и обработки данных. Обязательными компонентами таких систем являются размещенные в активной зоне ИЯУ блоки детектирования и датчики, устройства сбора данных, в том числе каналы связи и средства обработки полученных от датчиков сигналов.

Из патента США N 4668465 (26.05.1987), описывающего способ и устройство для дистанционного мониторинга процессов в объеме активной зоны ядерного реактора, известна система контроля нейтронно-физических параметров ядерного реактора, включающая датчики, сигналы с которых, отражающие положение управляющих стержней, поступают во входные устройства измерительного канала, содержащего передающую часть и два параллельных шинных пути, соединяющих датчики с приемной частью канала, соединенной с двумя промежуточными процессорами. Каждый путь содержит средства генерации цифровых сигналов, средства запоминания цифровых сигналов и системные магистрали, имеющие средства для передачи данных, команд и адресов. От одного из промежуточных процессоров обработанные данные поступают на компьютер установки, являющийся вычислительным устройством более высокого уровня, а от второго обработанные данные подаются для отображения на многостраничный дисплей. Оба пути работают одновременно и независимо, расхождение результатов является сигналом для проверки шинных путей. Главным преимуществом данного решения является полная идентичность путей после разветвления сигнала, их независимость друг от друга, что обеспечивает высокую достоверность полученных в результате отображений процесса.

Однако промежуточные процессоры работают по разным программам, отсутствует механизм изменения алгоритма управления режимом работы входного устройства с целью, например, проверки датчиков и путей или изменения каких-либо параметров входного устройства, например коэффициента усиления.

Основной технической задачей, решаемой заявляемым изобретением, является повышение степени надежности и достоверности функционирования системы сбора и обработки сигналов за счет применения двух (или более) параллельных путей, соединяющих датчик с двумя (или более) промежуточными устройствами обработки данных, и расширение функциональных возможностей промежуточных устройств обработки данных.

Известна автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров активной зоны ИЯУ (Заикин А.А., Каленский М.С., Пушкин В.В., Соколов И.В. Комплекс АСУ3-ОЗР системы управления и защиты исследовательского ядерного реактора ПИК. Современные технологии и автоматизации, №3, 2002, с. 34-44), которая является наиболее близким аналогом заявляемой полезной модели по решаемой задаче и количеству сходных признаков. Система осуществляет контроль и обеспечивает безопасность эксплуатации реакторной установки во всех режимах: во время пуска реактора, работы на заданном уровне мощности, перегрузки (загрузки) топлива, а также при возникновении аварийной ситуации и при остановленном реакторе. Система представляет собой логически завершенную структуру с наличием постоянного программного и аппаратного контроля подсистем управления аварийной защитой, оперативного контроля текущего состояния, долговременной архивации и документирования информации, автоматической предпусковой проверки. Система выполнена на основе модулей с применением стандартных логических элементов, логических матриц с высокой степенью интеграции, промышленных компьютеров, модулей ввода-вывода, специализированных микроконтроллеров и т.д. Входной информацией для системы являются унифицированные токовые сигналы, сигналы с выходов термопреобразователей, поступающие от измерительных устройств и датчиков, сигналы с выходов переменных сопротивлений, контролирующих положение рабочих органов, и дискретные сигналы состояния обеспечивающих систем. Система имеет традиционную канальную («ниточную») структуру, и каждый канал включает в себя аппаратуру, начиная от устройств детектирования и заканчивая устройством формирования обобщенного управляющего сигнала аварийной защиты и управляющих сигналов для технологической автоматики. Система состоит из следующих подсистем:

- подсистема контроля мощности;

- подсистема контроля реактивности и автоматического регулирования мощности;

- подсистема контроля теплогидравлических параметров, в том числе температуры;

- подсистема контроля оборудования обеспечивающих систем (дискретные сигналы);

- интегрированная подсистема накопления и обработки информации, обрабатывающая и формирующая сигналы от подсистем контроля;

- подсистема управления вводом-выводом информации.

Уровень мощности реактора контролируется шестью независимыми каналами измерения плотности нейтронного потока с помощью ионизационных камер. Четыре канала предназначены для контроля параметров и формирования сигналов аварийной защиты по мощности и периоду разгона реактора, два - для контроля параметров с резервного щита управления. Ионизационные камеры работают в импульсном и токовом режимах и обеспечивают контроль плотности потока разных диапазонов. При превышении текущего значения мощности над установленным вычислительное устройство более высокого уровня формирует сигналы аварийной защиты и передает по последовательному интерфейсу информацию на блок щита управления для последующего отображения значений на цифровом дисплее.

Для контроля реактивности и регулирования мощности используют информацию от тех же устройств, которые предназначены для формирования сигналов аварийной защиты и контроля нейтронного потока.

Аппаратура контроля теплогидравлических параметров включает датчики давления, температуры, расхода воды и т.д., вычисляет значения контролируемых величин и по результатам сравнения их с соответствующими установками блок защиты формирует сигналы аварийной защиты. Эту функцию осуществляет модуль, выполненный с применением микроконтроллера, являющегося вычислительным устройством более высокого уровня и обеспечивающего, кроме того, управление аналого-цифровыми преобразователями, встроенными дисплеем и клавиатурой, а также передачу данных по интерфейсам.

Недостатком ближайшего аналога является то, что известная система может быть применена только для контроля нейтронно-физических параметров ИЯУ, работающей в стационарном режиме, что не допускает ее применение для ИЯУ, работающих в импульсном и квазиимпульсном режимах.

Техническим результатом заявляемого изобретения является расширение функциональных возможностей системы путем повышения точности и надежности мониторинга выходных характеристик ИЯУ при всех режимах ее работы.

Указанный технический результат достигается за счет того, что автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки, включающая систему измерения физических характеристик, построенную по многоканальному параллельному принципу и содержащую подсистему контроля мощности с токовыми блоками детектирования, подсистему контроля температуры и подсистему накопления и обработки информации, включающую процессоры, работающие по заданным программам, обрабатывающие и преобразующие сигналы датчиков с сохранением данных и передачей их в вычислительное устройство более высокого уровня для формирования сигналов органам регулирования и аварийной защиты, дополнительно содержит подсистему контроля параметров импульса исследовательской ядерной установки по току с передачей информации в вычислительное устройство более высокого уровня для последующей обработки и подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов, которая содержит блок оптоэлектронных развязок и контроллер времен срабатывания, при этом подсистемы контроля температуры и контроля мощности оснащены аппаратными средствами, автономно вырабатывающими при превышении значений контролируемых параметров допустимого уровня сигналы аварийной защиты и передающими их в систему управления и защиты исследовательской ядерной установки, независимо от сигналов, вырабатываемых вычислительным устройством более высокого уровня.

Включение в состав автоматизированной системы подсистемы контроля параметров импульса ИЯУ по току позволяет осуществить регистрацию формы импульса ИЯУ в виде токового импульса, который обрабатывают при помощи процессоров, работающих по специальным программам, сохраняющих и передающих промежуточные данные на вычислительное устройство более высокого уровня, где рассчитываются параметры импульса ИЯУ: ширина импульса на половине высоты; мощность в пике импульса; период нарастания мощности; суммарное энерговыделение, - что приводит к расширению диапазона измерения по времени и амплитуде основных нейтронно-физических параметров ИЯУ и повышению точности этих измерений, что в конечном итоге обеспечивает повышение информативности при импульсном режиме работы ИЯУ.

Введение подсистемы контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов позволяет при всех режимах работы ИЯУ получать информацию о времени генерации следующих сигналов: сигнала о моменте запуска регистрации; сигналов аварийной защиты; сигналов от механических приводов аппаратуры управления ИЯУ, - что расширяет информативность системы, предоставляет дополнительные данные о правильности функционирования СУЗ ИЯУ.

Включение в подсистему контроля временных интервалов блока оптоэлектронных развязок позволяет уменьшить погрешность при определении времени срабатывания органов управления ИЯУ за счет точности выделении полезного дискретного сигнала на фоне шумов при эффекте «дребезга».

Наличие контроллера времен срабатывания позволяет зарегистрировать времена выработки сигналов защиты и срабатывания контактных датчиков в процессе управления ИЯУ, запомнить их и передать на вычислительное устройство более высокого уровня.

Оснащение подсистемы контроля температуры средствами выработки сигнала аварийной защиты при превышении максимально допустимой температуры активной зоны дает возможность генерировать сигнал аварийной защиты и передавать его в СУЗ ИЯУ независимо от вычислительного устройства более высокого уровня, что повышает надежность функционирования ИЯУ.

Оснащение подсистемы контроля мощности ИЯУ средствами выработки сигнала аварийной защиты при превышении заданного значения мощности дает возможность генерировать сигнал аварийной защиты и передавать его в СУЗ независимо от вычислительного устройства более высокого уровня, что повышает надежность функционирования ИЯУ.

Заявляемое изобретение поясняется чертежом, представленным на фиг. 1, на котором изображена структурная схема автоматизированной системы, где

1 - блок детектирования на основе ионизационной камеры КНК57;

2 - блок электрометрического усилителя ЭМУ;

3 - модуль преобразователя ток-частота ПТЧ;

4 - модуль счетного канала-интенсиметра СКИН;

5 - модуль широко диапазонного аналого-цифрового регистратора ТИАР;

6 - подсистема работы в статическом и квазиимпульсном режимах - два канала измерения и контроля мощности ИЯУ;

7 - блок детектирования на основе вакуумной камеры деления ВКД;

8 - модуль регистра выходного релейного;

9 - подсистема регистрации формы импульса РФИ - два канала измерения и контроля параметров импульса реактора

10 - термопары;

11 - блок измерения и контроля температуры активной зоны ИЯУ БИТ;

12 - подсистема измерения температуры материала ИТМ - четыре канала измерения и контроля температуры активной зоны ИЯУ;

13 - модуль блока оптической развязки БОР;

14 - модуль контроллера времен срабатывания КВС;

15 - подсистема регистрации времен срабатывания сигналов аварийной защиты и контактных датчиков РВСС;

16 - пульт управления - персональный компьютер (ПК) с управляющим программным обеспечением (вычислительное устройство более высокого уровня);

17 - биологическая защита.

В качестве примера конкретного выполнения заявляемой полезной модели может служить автоматизированная система измерения физических характеристик исследовательского импульсного реактора БИГР (система АСИФХ-БИГР). Система выполняет следующие функции:

- регистрацию формы импульса реактора на мгновенных нейтронах и расчет его параметров: энерговыделения в быстрой части; ширины импульса на половине высоты; мощности в пике импульса; периода нарастания мощности; суммарного энерговыделения;

- регистрацию формы импульса реактора на запаздывающих нейтронах; формирование по заданному оператором алгоритму квазипрямоугольных импульсов с помощью органов управления реактивностью, работающих на уменьшение реактивности; формирование сигнала управления ("Сброс по энерговыделению") и передача его в СУЗ при квазиимпульсном и статическом режимах работы реактора;

- регистрацию времен срабатывания управляющих сигналов и контактных датчиков оборудования реактора в процессе генерирования импульсов делений;

- регистрацию температуры активной зоны реактора (в четырех точках, где установлены штатные термопары) и формирование сигнала в СУЗ на сброс органов регулирования реактивности при превышении допустимой температуры активной зоны (AЗ) реактора;

- отображение измеряемых параметров, обработку и сохранение зарегистрированных данных.

В состав АСИФХ-БИГР входят четыре подсистемы:

- подсистема РФИ (подсистема регистрации формы импульса), используемая в импульсном режиме работы реактора (два независимых измерительных канала);

- подсистема для работы в квазиимпульсном и статическом режимах работы реактора (два независимых измерительных канала);

- подсистема РВСС (подсистема регистрации времен срабатывания сигналов защиты и контактных датчиков), используемая во всех режимах работы (16 дискретных сигналов);

- подсистема ИТМ (подсистема измерения температуры материала) активной зоны реактора, используемая во всех режимах работа реактора (четыре канала).

Для управления АСИФХ-БИГР используется пульт управления - персональный компьютер (ПК), предназначенный для функционирования управляющего программного обеспечения и хранения зарегистрированных данных.

Подсистема РФИ предназначена для регистрации формы импульса реактора на мгновенных нейтронах. Обработка полученной информации и расчет параметров импульса производятся автоматически. Вывод зарегистрированного импульса и информации о параметрах импульса (максимальная мощность зарегистрированного импульса; ширина импульса на полувысоте; полное энерговыделение; энерговыделение в быстрой части; период разгона реактора) осуществляется в графическом и цифровом виде на дисплей по окончании процесса регистрации. Все полученные данные сохраняются в текстовом файле.

Каждый независимый канал подсистемы РФИ содержит следующие электронные модули:

- широкодиапазонный аналого-цифровой регистратор ШАР имеет динамический диапазон - 105; частоту дискретизации - от 1 до 65 МГц; полосу - от 0,5 до 30 МГц; относительную погрешность - ±0,5%;

- регистр выходной релейный РВР содержит 6 релейных выходов для подключения блоков детектирования ВКД.

Подсистема для обслуживания БИГР в квазиимпульсном и статическом режимах обеспечивает регистрацию зависимости мощности реактора от времени его работы при изменении мощности в пределах не менее пяти порядков в этих режимах рассчитывает суммарное энерговыделение реактора. При работе в квазиимпульсном и статическом режимах АСИФХ реализует также защитные функции, формируя сигналы в СУЗ реактора БИГР для сброса органов регулирования реактивности (ОРР) при достижении установленного программно или аппаратно предельного значения энерговыделения реактора. В квазиимпульсном режиме АСИФХ управляет перемещением ОРР в процессе развития квазиимпульса для формирования заданного профиля мощности реактора.

Каждый независимый канал подсистемы АСИФХ для обслуживания БИГР в квазиимпульсном и статическом режимах содержит следующие электронные модули:

- преобразователь ток-частота ПТЧ для подключения детектора нейтронов на основе камеры деления КНК57 (диапазон токов - от 10-9 до 10-4 А; крутизна измерений - 100 Гц/нА; точность - не хуже 1%);

- регистр выходной релейный РВР1 для формирования сигналов управления для ОРР реактора;

- два модуля счетного канала интенсиметра СКИН (частота входных сигналов - от 0 до 105 имп/с; время экспозиции - от 10 мс до 10 с; предельное число отсчетов - от 100 до 6,5·106 с шагом 100 импульсов);

- широкодиапазонный аналого-цифровой регистратор ШАР (динамический диапазон - 105; частота дискретизации - от 1 до 65 МГц; полоса - от 0,5 до 30 МГц; относительная погрешность - ±0,5%).

Обработка информации, полученной в квазиимпульсном и статическом режимах БИГР, производится автоматически. Электрический ток, поступающий от детекторов нейтронов, преобразуется в частоту следования импульсов, которые регистрируются модулями счетного канала СКИН за установленный оператором период измерения (от 10 мс до 10 с). Далее ведется суммирование зарегистрированных импульсов и перерасчет их в мощность реактора и суммарное энерговыделение. Все полученные данные сохраняются в текстовом файле. В квазиимпульсном режиме работы реактора токовые сигналы от блоков детектирования регистрируются модулями ШАР.

В квазиимпульсном режиме работы реактора выполняются следующие функции:

- регистрируется форма импульса;

- рассчитывается энерговыделение реактора;

- формируются сигналы управления органами регулирования реактивности при достижении скоростью счета заданных пороговых значений;

- формируются аварийные сигналы в СУЗ реактора.

В статическом режиме работы реактора выполняются следующие функции:

- регистрируется скорость счета импульсов, поступающих от детекторов нейтронов;

- рассчитывается энерговыделение реактора;

- формируются аварийные сигналы в СУЗ реактора.

В квазиимпульсном режиме работы реактора каждый канал измерения использует следующие электронные модули: ПТЧ, два модуля СКИН, ШАР.

В статическом режиме работы реактора каждый канал измерения использует следующие электронные модули: ПТЧ, СКИН.

Подсистема РВСС предназначена для измерения временных интервалов от момента сигнала пуска (за запускающий сигнал может быть принят любой сигнал аварийной защиты или контактных датчиков СУЗ) до момента прихода остальных сигналов, поступающих на вход РВСС от СУЗ. Диапазон регистрируемых времен - от 10-6 до 4000 с. По окончании регистрации записанная информация выводится в цифровом виде на экран компьютера и сохраняется в текстовом файле.

Аппаратная часть подсистемы РВСС содержит следующие электронные модули:

- блок оптоэлектронных развязок БОР (количество каналов - 17; развязка - 1000 В постоянного тока);

- контроллер времен срабатывания КВС (измерение временных интервалов - от 10-6 до 4000 с; количество каналов - 17).

Подсистема ИТМ AЗ служит для измерения температуры материала активной зоны реактора при помощи четырех термопар (четыре канала измерения). Каждый канал подсистемы вырабатывает аппаратный сигнал в СУЗ реактора на сброс ОРР при превышении допустимого значения зарегистрированной температуры (500°C) топливного материала в активной зоне реактора.

Измерение и отображение температуры обеспечиваются в диапазоне от 10°C до 500°C (максимальная регистрируемая температура в ИТМ - 1000°C) и осуществляются постоянно в ходе работы АСИФХ-БИГР. Зарегистрированные данные от четырех термопар сохраняются в текстовом файле. Подсистема ИТМ оснащена средствами проверки выработки сигнала на аварийный сброс при превышении максимально допустимой температуры активной зоны реактора.

В состав подсистемы ИТМ AЗ входят следующие устройства:

- четыре датчика температуры, в качестве которых используются штатные хромель-алюмелевые термопары;

- блок измерения температуры активной зоны реактора БИТ, который содержит следующие устройства:

а) четыре модуля аналогового ввода I-7011 для измерения температуры;

б) модуль дискретного ввода-вывода I-7060, обеспечивающий имитацию сигнала для проверки аварийного сброса;

в) блок питания типа DR-75-24 (напряжение питания - +24 В).

ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ СИСТЕМЫ

- регистрируемое энерговыделение реактора в импульсном и квазиимпульсном режимах - 280 МДж (~1019 делений), энерговыделение в статическом пуске - до 500 МДж в сутки;

- регистрируемая мощность реактора в номинальном режиме:

а) в импульсном режиме реактора - до 75 ГВт;

б) в квазиимпульсном режиме работы реактора - до 1,5 ГВт;

- шаг дискретизации во времени при регистрации формы импульса:

а) в импульсном режиме работы реактора - от 10-66 до 2·10-4 с;

б) в квазиимпульсном режиме работы - от 0,05 до 10 с;

- диапазон измеряемых временных интервалов для подсистемы РВСС - от 10-6 до 4000 с;

- диапазон измеряемой температуры топливного материала AЗ в номинальном режиме - от 0 до 500°C ±2%.

Работа системы АСИФХ-БИГР заключается в следующем.

После определения режима работы реактора в управляющей программе на пульте управления (16) и задания необходимых режимов АСИФХ начинается функционирование следующих подсистем

- в импульсном режиме реактора: РФИ (9), РВСС (15), ИТМ (12);

- в статическом или квазиимпульсном режиме реактора: подсистема для обслуживания этих режимов (6), РВСС (15), ИТМ (12).

При работе АСИФХ в импульсном режиме реактора параметры импульса регистрируются при помощи двух независимых каналов подсистемы РФИ (9).

Входной токовый сигнал, поступающий от блоков детектирования ВКД (7), поступает на сопротивление нагрузки, установленное в модуле РВР (8). Значение нагрузки для установки в РВР (8) определяется в зависимости от предполагаемого максимального значения тока детектора величины и рассчитывается так, чтобы максимально допустимое напряжение на входе ШАР (5) каждого канала не превышало 10 В.

Запуск измерений подсистемы РФИ (9) производится средствами пульта управления (16). После проверки работоспособности и программирования режимов работы модулей РФИ (9) при помощи пульта управления (16) система переводится в ожидание сигнала «ПУСК».

В этом состоянии модуль ШАР (5) регистрирует сигнал, поступающий от детектора ВКД (7) через РВР (8), и сохраняет его во внутренней памяти как предысторию. Пульт управления (16) находится в режиме опроса состояния модуля ШАР (5) до появления признака завершения регистрации.

При возрастании потока нейтронов увеличивается амплитуда входного сигнала. Когда его амплитуда превысит пороговый уровень, регистратор ШАР (5) переходит в режим измерения и записывает измеренные значения силы тока в режиме «истории».

При заполнении участка памяти, отведенного под запись истории, модуль ШАР (5) формирует сигнал завершения регистрации. Пульт управления (16) фиксирует завершение процесса измерений, считывает зарегистрированные данные, сохраняет их в текстовых файлах, проводит первичные обработку результатов измерения и расчет параметров зарегистрированного импульса реактора (мощности, энерговыделенния, полуширины, минимального периода разгона).

Момент запуска регистрации подсистемы РФИ (9) фиксируется подсистемой РВСС (15). Также РВСС(15) регистрирует сигнал от механического привода импульсного стержня в составе объекта управления - импульсного ядерного реактора.

Работа подсистемы РВСС (15) начинается с программирования модуля КВС (14) при помощи пульта управления (16) - выполняется очистка памяти модуля КВС (14), который затем переводится в состояние ожидания запуска.

Каждый входной сигнал проходит через модуль БОР (13) и поступает на определенный вход КВС (14). После окончания измерения зарегистрированная информация выводится в цифровом виде на дисплей пульта управления (16) и сохраняется в виде текстового файла.

Одновременно с подсистемами РФИ (9) и РВСС (15) в импульсном режиме работы реактора функционирует подсистема ИТМ (12).

Работа подсистемы ИТМ (12) начинается с программирования режима работы блока измерения и контроля температуры AЗ реактора БИТ (11) по командам с пульта управления (16).

В режиме измерения пульт управления (16) считывает из БИТ (11) (из 4 модулей I-7011) измеренную температуру с заданным периодом опроса. Измеренные значения температуры выводятся на дисплей пульта управления(16) и сохраняются в текстовом файле.

Каждый измерительный канал БИТ (11) подсистемы ИТМ (12) вырабатывает сигнал аварийной защиты, который передается непосредственно в СУЗ реактора, при превышении максимально допустимого значения температуры AЗ (500°C). Момент поступления сигнала AЗ регистрируется подсистемой РВСС (15).

При работе АСИФХ в квазиимпульсном режиме реактора параметры квазиимпульса регистрируются при помощи двух независимых каналов подсистемы (6).

Нейтронное излучение от реактора регистрируется ионизационной камерой КНК57 (1), электрический ток с которого поступает на вход модуля ПТЧ (3) через усилитель ЭМУ (2), преобразуясь в нем в пропорциональное значение частоты следования импульсов. Токовый сигнал из модуля ЭМУ (2) поступает также на вход модуля ШАР (5), где полученные значения запоминаются во внутренней памяти.

Выходная частота импульсов с модуля ПТЧ (3) регистрируется двумя модулями СКИН (4). Пульт управления (16) с установленным периодом дискретизации опрашивает первый модуль СКИН (4). Команда «ПУСК» регистрации квазиимпульса инициализируется сигналом «γ». Он поступает из СУЗ реактора на формирователь модуля БОР(13) подсистемы РВСС (15), а затем на оба модуля СКИН (4) и на модуль ШАР (5). Процесс регистрации квазиимпульса также может быть запущен при помощи средств пульта управления (16).

В режиме регистрации оба модуля СКИН (4) суммируют все импульсы, поступающие на их вход. При достижении суммой установленного порогового значения первый СКИН (4) формирует аварийный сигнал в СУЗ реактора, второй - сигнал программного сброса ОРР.

Пульт управления считывает суммарное число зарегистрированных импульсов после команды «ПУСК» из первого модуля СКИН (4) с заданным периодом дискретизации и обрабатывает полученное значение следующим образом:

- число импульсов, зарегистрированное за период опроса, преобразуется в скорость счета импульсов (число импульсов за 1 с) и эквивалентное значение мощности реактора отображается на дисплее пульта управления (16). Так же подсчитывается суммарное число импульсов;

- при достижении регистрируемым числом импульсов за период опроса заданного порога регулирования в СУЗ реактора подаются последовательные команды на поочередный спуск органов регулирования реактивности (БГР и БТР) по заранее заданной временной программе. Моменты начала движения и конца движения ОРР фиксируются и отображаются на графике мощности, выводимом на дисплее пульта управления (16);

- расчетное суммарное значение количества импульсов сравнивается с заданной пороговой суммой на программный сброс ОРР. При достижении расчетным значением заданного порога подается команда в СУЗ на сброс ОРР;

- расчетная сумма импульсов сравнивается с порогом аварийного срабатывания, при его достижении формируется аварийный сигнал в СУЗ реактора на сброс ОРР реактора.

По сигналу «γ» или по команде «ПУСК», поступающей от пульта управления (16), запускается процесс регистрации модуля ШАР (5), который фиксирует в памяти сигнал, поступающий от модуля ЭМУ (2), в режиме «ИСТОРИЯ».

Процесс регистрации АСИФХ-БИГР в режиме квазиимпульса может быть остановлен в следующих случаях:

- по команде оператора при помощи управляющего ПО;

- при превышении порога программного или аварийного сброса.

Данные, зарегистрированные после команды «ПУСК», сохраняются в текстовом файле.

При работе АСИФХ в статическом режиме реактора измерения проводятся при помощи двух независимых каналов подсистемы (6).

Нейтронное излучение от реактора регистрируются детекторами КНК57 (1), электрический ток с которого через модуль ЭМУ (2) поступает на вход модуля ПТЧ (3), преобразуясь в нем в пропорциональное значение частоты следования импульсов. Выходная частота импульсов с модуля ПТЧ (3) регистрируется модулем СКИН (4). Пульт управления (16) с установленным периодом дискретизации опрашивает модуль СКИН (4). Процесс регистрации в статическом режиме запускается при помощи пульта управления (16).

Первичные измеренные данные обрабатываются программой следующим образом:

- число импульсов, зарегистрированное за период опроса, преобразуется в скорость счета импульсов (число импульсов за 1 с) и эквивалентное значение мощности реактора, полученные значения отображаются на дисплее пульта управления (16);

- подсчитывается суммарное количество импульсов за время регистрации, и преобразуется полученная сумма в значение энерговыделения.

Процесс регистрации в статическом режиме прекращается в по команде с пульта управления (16).

Одновременно с измерениями в статическом и квазиимпульсном режимах работают подсистемы ИТМ (12) и РВСС (15).

Таким образом, АСИФХ-БИГР расширяет функциональность СУЗ ИЯУ. Кроме измерения основных нейтронно-физических параметров, дистанционного управления исполнительными механизмами, техническими защитами и автоматическим регулированием АСИФХ выполняет информационно-вычислительные функции, предоставляя обслуживающему персоналу ИЯУ дополнительную помощь при управлении реактором. Аппаратура АСИФХ расширяет диапазон измерения по времени и амплитуде при регистрации основных нейтронно-физических параметров БИГР: энерговыделения, мгновенной мощности, периода изменения мощности, температуры активной зоны и т.д. Все это повышает уровень ядерной безопасности работ, проводимых на данной установке.

Данная задача решается за счет применения следующих технических решений:

- использование комплексной измерительной технологии, основанной на применении физико-информационных датчиков и специализированных регистрирующих модулей в различных конструктивах, модульный принцип построения устройств и блоков;

- обеспечение многоканальной параллельной регистрации и обработки собираемых данных - канальный принцип построения системы, разделение каналов по типам выполняемых функций и подсистемам измерения, универсальность и оптимальная избыточность аппаратных средств;

- объединение компьютера, аппаратных средств сбора и обработки сигналов, программного обеспечения в единую измерительно-вычислительную систему, позволяющую решать задачи в масштабе времени, приближенном к реальному;

- создание инструментальных и интеллектуальных средств изучения зарегистрированных процессов в графической среде с помощью специальных методов представления и обработки информации.

Испытания АСИФХ на действующей установке БИГР показали, что система стабильно и надежно регистрирует основные физические параметры реактора при работе во всех режимах. Метрологические характеристики как отдельных подсистем, так и системы в целом полностью соответствуют предъявленным требованиям к погрешностям определения измеряемых величин. Практическая ценность разработки состоит в том, что данная система позволяет автоматизировать процесс испытаний и исследований в тех областях, где участие человека ограничено, а ответственность в успешной реализации научных экспериментов велика.

Автоматизированная система контроля нейтронно-физических параметров исследовательской ядерной установки, включающая систему измерения физических характеристик, построенную по многоканальному параллельному принципу и содержащую подсистему контроля мощности с токовыми блоками детектирования, подсистему контроля температуры и подсистему накопления и обработки информации, включающую процессоры, работающие по заданным программам, обрабатывающие и преобразующие сигналы датчиков с сохранением данных и передачей их в вычислительное устройство более высокого уровня для формирования сигналов органам регулирования и аварийной защиты, отличающаяся тем, что дополнительно содержит подсистему контроля параметров импульса исследовательской ядерной установки по току с передачей информации в вычислительное устройство более высокого уровня для последующей обработки и подсистему контроля временных интервалов от момента запускающего сигнала до моментов прихода остальных сигналов, которая содержит блок оптоэлектронных развязок и контроллер времен срабатывания, при этом подсистемы контроля температуры и контроля мощности оснащены аппаратными средствами, автономно вырабатывающими при превышении значений контролируемых параметров допустимого уровня сигналы аварийной защиты и передающими их в систему управления и защиты исследовательской ядерной установки, независимо от сигналов, вырабатываемых вычислительным устройством более высокого уровня.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности.

Изобретение относится к атомной энергетике. Как минимум в одном из направляющих каналов тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполняется перфорация.

Изобретение относится к средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя.

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций.

Изобретение относится к ядерной технике. Техническим результатом является уменьшение погрешности измеряемой величины плотности потока нейтронов.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ).

Изобретение относится к устройству онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов. Устройство содержит детектор быстрых и эпитермических нейтронов, который в основном обнаруживает быстрые и эпитермические нейтроны, детектор тепловых нейтронов, который в основном обнаруживает тепловые нейтроны; первую схему обработки сигнала, поступившего от детектора быстрых нейтронов; вторую схему обработки сигнала, поступившего от детектора тепловых нейтронов; средства, выполненные с возможностью определения изменяющейся чувствительности к быстрым и к тепловым нейтронам каждого из детекторов нейтронов и вычислительное устройство, которое вычисляет поток быстрых и эпитермических нейтронов на основании указанных изменяющихся чувствительностей и сигналов, выдаваемых первой и второй схемами обработки.Техническим результатом является обеспечении возможности выделения в сигнале, производимом пороговой камерой деления, части, связанной с быстрыми нейтронами, которая является искомой величиной, и части, связанной с тепловыми нейтронами.19 з.

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа.

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам. .

Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок.

Изобретение относится к области измерения излучений. Устройство для измерения потока нейтронов содержит первичный преобразователь в виде ионизационной двухсекционной трехэлектродной камеры, к общесекционному электроду которой подключен однополярный источник питания, а к разнополярным электродам, к положительному, входящему в состав нейтронной секции, и к отрицательному, входящему в состав компенсационной секции, - блоки измерения тока, которые связаны с блоком обработки выходных сигналов, при этом блоки измерения тока состоят из преобразователя ток-напряжение, выполненного на основе линейного усилителя с переключающимися пределами измерения или на основе логарифмического усилителя, выход которого подключен к входу аналого-цифрового преобразователя, управляемого микроконтроллером, выход которого через интерфейс связи подключен к интерфейсу связи блока обработки выходных сигналов, который имеет возможность подключения к вычислительному устройству более высокого уровня и включает в себя свой микроконтроллер, позволяющий автоматически корректировать с учетом сигнала, полученного от блока измерения тока по гамма-излучению, сигнал, полученный от блока измерения тока по нейтронной составляющей, и производить вычисление потока нейтронов, а однополярный источник питания включает в себя высоковольтный преобразователь напряжения, подключенный к своему микроконтроллеру, позволяющему осуществлять автоматический контроль и коррекцию выходного напряжения и подключенному через интерфейс связи к интерфейсу связи блока обработки выходных сигналов.

Изобретение относится к области технической физики. Устройство для спектрометрии нейтронов состоит из водородсодержащих замедлителей быстрых нейтронов цилиндрической формы, регистраторов тепловых и медленных нейтронов, расположенных вдоль центральной оси устройства, борного фильтра и цилиндрических углублений на торцевой поверхности замедлителя, обращенной к источнику излучений, при этом в качестве регистраторов нейтронов используют активационные детекторы в кадмиевом чехле и без чехла, которые размещены в контейнере попарно на расстояниях не более длины диффузии тепловых нейтронов в замедлителе, а цилиндрические углубления заполнены вставками, при этом контейнер и вставки выполнены из материала замедлителя.
Изобретение относится к области ядерной техники. Эмиссионный нейтронный детектор содержит коллектор и эмиттер, отделенные друг от друга изоляционным материалом, при этом эмиттер выполнен из порошка двуокиси гафния, заключенного в металлическую оболочку, при этом оболочка эмиттера выполнена толщиной от 0,14 мм до 0,20 мм, а масса двуокиси гафния на 1 м чувствительной части детектора выбрана в диапазоне от 6,4 г до 7,1 г.

Изобретение относится к полупроводниковым детекторам для регистрации корпускулярных излучений, в частности к алмазным детекторам тепловых нейтронов. Алмазный детектор тепловых нейтронов состоит из алмазной пластины, двух контактных электродов, конвертора тепловых нейтронов и внешних выводов для подачи напряжения смещения и съема выходного сигнала, при этом один из контактных электродов выполнен в виде набора графитовых столбиков, расположенных в объеме алмазной пластины так, чтобы расстояние от торцов графитовых столбиков до второго контактного электрода не превышало 5-10 мкм, при этом основания графитовых столбиков параллельно подсоединены к выводу для подачи напряжения смещения, а конвертор тепловых нейтронов установлен над поверхностью другого контактного электрода.

Изобретение относится к области измерении плотности потока нейтронов с помощью различных типов детекторов, в частности пропорциональных и коронных счетчиков медленных нейтронов, импульсных камер деления.

Устройство может быть использовано для изготовления цилиндрических трубок из пластика или металлопластика для газонаполненных дрейфовых детекторов ионизирующего излучения.

Изобретение относится к области измерительной техники, а именно к метрологии нейтронного излучения, и может быть использовано при калибровке каналов измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов.

Изобретение относится к области ядерной физики. Способ измерения асимметрии распада поляризованных пучков включает в себя пропускание поляризованного пучка частиц через контролируемую зону, регистрацию заряженных частиц, испускаемых асимметрично относительно спина распадающихся частиц, контрольные измерения при изменении направления поляризации пучка на 180°, при этом исходный поляризованный пучок частиц пропускают через зону контроля с близким к нулю магнитным полем, поток частиц исходного поляризованного пучка ступенчато варьируют с помощью прецизионной управляемой диафрагмы, на каждой ступени потока проводят многократные измерения скорости счета и энергетического спектра испускаемых в зоне контроля заряженных частиц с помощью охватывающего пучок секционированного по углу детектора; по совокупности скоростей счета и их погрешностей строят функционал ошибок для оценок чисел частиц в зоне видимости детектора путем приближений этих чисел шкалой (последовательностью) с шагом 1/μ, значение μ подбирают до наилучшего совмещения минимумов функционалов ошибки для времен жизни τ+ и τ- двух спиновых мод распада и их среднего арифметического значения, причем обработка проводится независимо для двух наборов данных, отличающихся значениями потока, а решение по μ и τ определяется пересечением функционалов этих наборов вблизи минимумов, близких к 1, причем коэффициент спиновой корреляции (асимметрия распада) определяется по формуле где - есть средняя спиральность частиц, испускаемых при распаде, определяемая из измеренного спектра частиц или из табличных данных.

Изобретение относится к полупроводниковым детекторам излучений. Детектор быстрых нейтронов содержит конвертор быстрых нейтронов и поверхностно-барьерный GaAs сенсор, регистрирующий протоны отдачи, при этом сенсор выполнен на подложке арсенида галлия n-типа проводимости, на рабочей поверхности которого выращен эпитаксиальный слой GaAs высокой чистоты толщиной от 10 до 80 мкм, причем и где d - толщина эпитаксиального слоя GaAs высокой чистоты, εп - относительная диэлектрическая проницаемость полупроводника, ε0 - электрическая постоянная, φк - контактная разность потенциалов, q - заряд электрона, ND - уровень легирования полупроводника, µе - подвижность электронов, τе - время жизни электронов, со сформированным на нем платиновым барьером Шоттки толщиной 500 Å, на обратной стороне подложки сформирован омический контакт.

Изобретение касается способа определения изотопного отношения делящегося вещества. Способ определения изотопного отношения делящегося вещества, содержащегося в камере деления, причем делящееся вещество имеет основной изотоп X и по меньшей мере один изотоп-примесь Y, при этом изотопы X и Y характеризуются радиоактивным распадом согласно двум следующим уравнениям: X->X′, характеризуется λX, FX, и Y->Y′, характеризуется λY, FY, где X′ и Y′ соответственно являются «дочерними» изотопами изотопов X и Y, при этом распад изотопа X, соответственно Y, характеризуется испусканием гамма-кванта дочерним изотопом X′, соответственно Y′, с энергией E1, соответственно E2, с вероятностью испускания Iγ(E1), соответственно Iγ(Е2), причем величины λX и λY соответственно являются постоянной радиоактивного распада основного изотопа X и постоянной радиоактивного распада изотопа-примеси Y, a FX и FY соответственно являются коэффициентом разветвления распада изотопа, используемым для измерения радиоактивности основного изотопа, и коэффициентом разветвления распада изотопа, используемым для измерения радиоактивности изотопа-примеси, отличающийся тем, что содержит следующие этапы: при помощи спектрометрической установки, установленной в заданной конфигурации измерения, измеряют чистую площадь S(E1) первого пика гамма-излучения делящегося вещества с первой энергией E1 и чистую площадь S(E2) второго пика гамма-излучения делящегося вещества с второй энергией E2, при помощи контрольных точечных источников в заданной конфигурации измерения определяют контрольный коэффициент полного поглощения R O P ( E 1 ) с первой энергией E1 и контрольный коэффициент полного поглощения R 0 P ( E 2 ) со второй энергией E2, при помощи вычислительного устройства для заданной конфигурации измерения вычисляют интегральный переход T(E1) коэффициента для делящегося вещества с первой энергией E1 и интегральный переход T(Е2) коэффициента для делящегося вещества со второй энергией Е2, и при помощи вычислительного устройства вычисляют изотопное отношение R делящегося вещества при помощи уравнения: R = λ X λ Y × S ( E 2 ) S ( E 1 ) × I γ ( E 1 ) I γ ( E 2 ) × R 0 P ( E 1 ) R 0 P ( E 2 ) × T ( E 1 ) T ( E 2 ) × F X F Y . Технический результат - повышение эффективности определения изотопного отношения делящегося вещества.

Изобретение относится к области радиационных технологий, а также к исследованиям, созданию и эксплуатации ядерных установок и ускорителей. Способ измерения профиля нейтронного пучка (пучков) в плоскости, перпендикулярной выделенному его (их) направлению, заключается в том, что пучок (пучки) быстрых нейтронов направляют на детектирующую плоскость профилометра, перпендикулярно расположенную к его (их) направлению (направлениям), поверхность которой представляет собой совокупность параллельно расположенных изолированных стрипов, сигналы с каждого из стрипов, появившиеся в результате взаимодействия нейтрона с веществом стрипа, поступают на блок регистрирующей электроники, производящей прием и анализ зарегистрированных событий с использованием программного обеспечения для определения профиля нейтронного пучка (пучков), при этом в качестве детектирующей плоскости профилометра используют двусторонний стриповый кремниевый детектор, одна сторона которого представляет набор X-стрипов, а вторая - набор Y-стрипов, перпендикулярных к Х-стрипам, при этом регистрируют заряженные частицы, образующиеся в каждом конкретном стрипе в результате протекания реакций с эмиссией протонов и альфа-частиц при захвате нейтронов на ядрах кремния 28Si(n,p)28Al, 28Si(n,α)25Mg, при этом путем снятия электрических сигналов с соответствующих X- и Y-стрипов определяют координаты X и Y точек взаимодействия нейтронов с веществом данного стрипа профилометра, при этом на основании однозначной связи номеров одновременно сработавших X- и Y-стрипов, включенных на совпадения, при этом после набора событий по каждому из X- и Y-стрипов профилометра автоматически производится временной и амплитудный анализ зарегистрированных событий. Технический результат - повышение точности определения направления осей меченых пучков, упрощение процедуры измерения характеристик пучков, а также сокращение времени измерения. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
Наверх