CC BY
36
Инновационные разработки
Южного научного центра РАН в области создания систем управления для атомной энергетики
И. А. Каляев,
член-корр. РАН, д. т. н., профессор, директор НИИ МВС ТРТУ
В. В. Коробкин,
зав. лабораторией НИИ МВС ТРТУ (г. Таганрог)
А. П. Кухаренко,
к. т. н., доцент, зам. директора по качеству - ученый секретарь НИИ МВС ТРТУ (г. Таганрог)
В. В. Макеев,
начальник лаборатории вероятностного анализа безопасности отдела ядерной безопасности Волгодонской АЭС (г. Волгодонск)
В. П. Поваров,
зам. гл. инженера по безопасности и надежности Волгодонской АЭС (г. Таганрог)
К. Е. Румянцев,
д. т. н., профессор кафедры ТРТУ (г. Таганрог)
Одним из приоритетных направлений исследований и разработок, проводимых отделом информационных технологий и процессов управления Южного научного центра РАН (ЮНЦ РАН), является создание высоконадежных информа-ционно-управляющих комплексов для атомной энергетики. Эти работы проводятся в ЮНЦ РАН с 2005 года в рамках программы Президиума РАН «Поддержка инноваций» совместно с НИИ многопроцессорных вычислительных систем Таганрогского государственного радиотехнического университета (НИИ МВС ТРТУ), Ростовской АЭС и ОАО «Атоммашэкспорт».
Эффективность функционирования комплекса сложнейшего оборудования по выработке электроэнергии атомных станций, стоимость которого достигает сотен миллионов рублей, остается очень низкой из-за устаревших систем управления технологи-
ческими процессами, что сказывается на коэффициенте используемой мощности энергоблока и станции в целом.
В первую очередь это касается автоматизированных систем управления технологическими процессами (АСУТП), входящих в состав атомного реактора. За прошедшие 20 лет многие системы и узлы АСУТП атомных станций, созданные еще в СССР, морально и физически устарели настолько, что не соответствуют современным требованиям по надежности, живучести и обеспечению безопасности АЭС.
Одной из ответственных подсистем АСУТП, выполняющих самую сложную транспортно-технологическую операцию с ядерным топливом, является система управления машины перегрузки ядерного топлива.
Ежегодно в период планово-предупредительного ремонта производится выгрузка из реактора в бассейн
ИННОВАЦИИ № 10 (97), 2006
ИННОВАЦИИ № 10 (97), 2006
Рис. 1. Машина перегрузочная для реактора типа ВВЭР-1000
выдержки отработанного топлива (тепловыделяющих сборок (ТВС)), загрузка активной зоны реактора свежим топливом, а также переустановка внутри активной зоны реактора частично отработавших ТВС и поглощающих элементов, необходимых для поддержания нормальной работы активной зоны реактора до следующей перегрузки.
Для этой цели используется машина перегрузочная, представляющая собой сложный мехатронный комплекс (рис. 1) (вес машины более 80 т, длина манипулятора около 9 метров, точность позиционирования не более 1,5 мм), от надежности и точности функционирования которого во многом зависит безопасность работы всей АЭС в целом.
В настоящее время на российских энергоблоках АЭС (кроме третьего блока Калининской АЭС) применяются системы управления, выполненные на базе устаревших вычислительных средств типа «Электроника-60», ресурс которых полностью исчерпан.
Очень жесткие требования по надежности и безопасности эксплуатации, предъявляемые к современным АЭС, определяют необходимость создания управляющих вычислительных комплексов машины перегрузки ядерного топлива нового типа, основу которых составляют многопроцессорные или многомашинные системы с распределенной функцией управления, архитектура которых может перестраиваться (адаптироваться) в соответствии с текущим условием эксплуатации.
Такие системы обладают рядом достоинств:
★ многопроцессорная система, имея аппаратурную избыточность, позволяет компенсировать отказ отдельных элементов и минимизировать деградацию системы в целом, т. е. повысить живучесть и надежность системы управления;
★ адаптация архитектуры системы к текущим условиям эксплуатации позволяет сократить время ее реакции, в частности при возникновении нештатных ситуаций.
Рис. 2. Управляющий вычислительный комплекс
Специалистами Южного научного центра РАН и НИИ МВС ТРТУ совместно со специалистами Ростовской АЭС и ОАО «Атоммашэкспорт» был разработан принципиально новый верхний уровень системы управления машины перегрузки (УВК), изображенный на рис. 2 и предназначенный для контроля параметров и управления технологическим процессом перегрузки ядерного топлива реакторной установки ВВЭР-1000. УВК имеет многопроцессорную архитектуру и построен на базе самых современных средств вычислительной техники. Комплекс обеспечивает автоматическую перегрузку и соответствует всем современным нормам и правилам, действующим в области атомной энергетики при выполнении ядерноопасных транспортно-технологических операций с ТВС и средствами воздействия на радиоактивность.
УВК имеет распределенную двухканальную структуру, обеспечивающую выполнение требований по отказоустойчивости при независимости информационных и управляющих функций. Предусмотрена работа системы как в двухканальном режиме (штатный режим управления «А+Б»), при котором обеспечивается выдача команд управления по логике «2 из 2-х», защит и блокировок по логике «1 из 2-х», так и через один канал (канал управления «А» или «Б») в случае отказа одного из них. Каналы функционируют параллельно, независимо, синхронно, что позволяет производить сравнение результатов их работы и в случае ошибки в функционировании одного из каналов блокировать передачу управляющего воздействия. При возникновении аппаратных проблем в функционировании одного из каналов возможно продолжение работы системы в одноканальной конфигурации.
В УВК предусмотрены:
★ средства контроля и управления процессами перегрузки ядерного топлива;
★ указатели положения и состояния механизмов;
★ средства, обеспечивающие сбор, обработку, документирование и хранение информации, достаточной для того, чтобы иметь возможность своевременного и однозначного установления исходных событий возникновения нарушений нормальной
эксплуатации и аварий, их развития, а также действий персонала;
★ средства регистрации положения и состояния механизмов перегрузки, выполнения алгоритмов перегрузки, действий персонала;
★ меры по исключению несанкционированного доступа к выполнению ядерноопасных операций;
★ автоматическое протоколирование срабатываний блокировок, всех перемещений кассет, а также средства регистрации наличия блокировок и проверки их работоспособности.
УВК обеспечивает следующие режимы управления:
★ автоматический (цикловой или операционный);
★ ручной с блокировками;
★ тренажерный.
Кроме того, в системе предусмотрен режим наладки и подготовки задания (программы перегрузки топлива). В этом режиме выполняется первоначальная подготовка данных о рабочей зоне машины перегрузочной, о координатах ячеек для топлива, о расположении ТВС и т. п. В дальнейшем на основе этих данных строится и вводится в систему программа перегрузки топлива.
Важнейшая составная часть созданного управляющего комплекса — программное обеспечение, поскольку оно является связующим звеном между системой и обслуживающим ее персоналом.
Одна из важнейших функций программного обеспечения — организация интерфейса между человеком и управляемым объектом. Операторы, работающие с УВК и контролирующие процесс перегрузки ядерного топлива, несут высокую ответственность за принимаемые решения, поэтому при разработке комплекса особенно актуальна проблема обеспечения удобства работы с системой. Тщательная проработка пользовательского интерфейса позволяет снизить фактор риска выполнения несанкционированной команды как результата ошибочных действий оператора. Но, кроме этого, существует также риск сбоев, связанных с внешними воздействиями. Для избежания сбоев, вызванных вышеуказанными причинами, при разработке программного обеспечения использованы методы инвариантного программирования, а также в систему заложен механизм проверки результатов на непротиворечивость. Штатным режимом работы системы является двухканальный режим.
Таким образом, при разработке программного обеспечения управляющего вычислительного комплекса машины перегрузки атомного реактора достигнуто повышение безопасности выполнения работ за счет обеспечения полного контроля за процессом перегрузки, с одной стороны, и, с другой стороны, посредством блокирования заведомо неправильных действий персонала, обслуживающего систему управления.
Впервые в России непосредственно на работающем блоке АЭС работы по монтажу и введению в эксплуатацию новой системы управления машины пе-
регрузочной были выполнены в кратчайший период — за 10 суток во время планово-предупредительного ремонта в 2005 г. энергоблока №1 Ростовской АЭС.
Ввод комплекса в эксплуатацию позволяет не только повысить безопасность выполнения работ по перегрузке ядерного топлива, но и значительно (до 6 дней) сократить время перегрузки и повысить коэффициент использования устанавливаемой мощности, что в свою очередь принесет ежегодный экономический эффект около одного миллиарда рублей.
В России в настоящее время работают десять АЭС, на которых задействован 31 энергоблок. Причем 9 энергоблоков, работающих на Калининской, Волгодонской, Балаковской и Нововоронежской АЭС, имеют реакторы типа ВВЭР-1000. Именно эти станции в первую очередь могут быть потребителями управляющего вычислительного комплекса, разработанного специалистами ЮНЦ РАН совместно с НИИ МВС ТРТУ.
Разработанный учеными юга России управляющий вычислительный комплекс экспонировался на VI Московском салоне инноваций и инвестиций в 2006 году, где награжден золотой медалью.
Разработка также демонстрировалась на Харбинской ярмарке (Китай), проходившей 15-19 июня 2006 г.
Авторские права на разработку защищены рядом патентов на полезную модель, а также свидетельствами на программный продукт.
Второй важной инновационной задачей, решаемой учеными ЮНЦ РАН совместно с коллегами из вузовских и промышленных организаций юга России начиная с 2006 года, является разработка бесконтактного метода определения разновысотности головок тепловыделяющих сборок (ТВС) атомного реактора на основе реконструкции трехмерных изображений.
Разновысотность ТВС является одним из показателей, характеризующих искривление ТВС, которое при определенных значениях делает невозможным эксплуатацию активной зоны реактора. Таким образом, решение этой задачи актуально, с точки зрения повышения безопасности проводимых ядерноопасных работ, связанных с перегрузкой ядерного топлива, и удовлетворения требований «Рабочего технологического регламента безопасной эксплуатации энергоблока №1. И-00-01».
В настоящее время операция по определению раз-новысотности головок ТВС осуществляется ручным способом с помощью специального приспособления, устанавливаемого на машину перегрузочную. Одновременно приспособление позволяет измерить высоту только 7 головок ТВС из 163, находящихся в реакторе типа ВВЭР-1000. На эту операцию вместе с подготовкой уходят 24 часа. Кроме этого, используемый способ требует наличия нештатного оборудования, необходимости механического контакта с ТВС после установки в реактор, использования в зоне реактора многочисленных кабелей связи с датчиками на
ИННОВАЦИИ № 10 (97), 2006
ИННОВАЦИИ № 10 (97), 2006
Рис. 3. Исходное изображение для обработки
специальном приспособлении. Кроме того, при использовании данного метода отсутствует возможность обработки информации в реальном масштабе времени (совмещение физической инвентаризации и паспортизации установленных ТВС).
Учеными ЮНЦ РАН предложен новый метод контроля разновысотности головок ТВС, в основу которого положены следующие принципы:
★ контроль разновысотности основан на реконструкции трехмерной сцены по серии изображений, полученной одной видеокамерой штатной системы видеонаблюдения с разных ракурсов. Искомая величина является координатой множества точек, образующих верхнюю плоскость головки ТВС;
★ контроль разновысотности головок ТВС осуществляется последовательно в пределах «сот», включающих семь головок ТВС, расположенных в вершинах и в центре правильного шестиугольника. Высота установки центральной головки ТВС в «соте» предполагается заранее известной и считается исходной (эталонной);
★ после определяется разновысотности головок ТВС в пределах одной «соты», осуществляется переход к следующей группе ТВС.
Контроль разновысотности в пределах «соты» осуществляется по серии изображений, полученных с разных ракурсов. Для получения такой серии изображений камера движется по окружности радиусом 800 мм с центром, совпадающим с осью центральной головки ТВС, наблюдая «соту» сверху под некоторым углом.
Каждое изображение сцены регистрируется, оцифровывается и передается для анализа и обработки в ЭВМ. При этом задача обработки полученного изображения разбивается на две самостоятельные подзадачи:
★ фильтрация полученного изображения с целью выделения границ;
★ измерение параметров полученного в результате фильтрации изображения, алгоритмы решения которых разработаны в рамках данного проекта. Исходными для алгоритма обработки изображе-
Рис. 4. Результат обработки исходного изображения
ния являются цифровые данные, полученные с помощью специальной телевизионной системы (фирма «Диаконт», г. Санкт-Петербург) и представленные в виде файлов полутоновых изображений с разрешением 768x576 пикселей при 256 градациях яркости (рис. 3).
Для реконструкции трехмерной сцены используются сопряженные точки, выделенные на внешнем и внутреннем эллипсах, соответствующих наблюдаемым границам верхних торцов головок ТВС. Точки определяются автоматически в результате серии геометрических построений на изображении (см. рис. 4).
Для повышения точности метода бесконтактного определения разновысотности головок ТВС в нем предусмотрена калибровка камеры.
Разработанная система бесконтактного определения разновысотности головок ТВС соответствует предъявленным специфическим требованиям. Во-первых, исключен механический контакт с ТВС и кластерами. Во-вторых, система имеет возможность накапливать, обрабатывать, сохранять и предоставлять базы изображений ТВС и кластеров. В-третьих, по накопленной базе возможно формирование графического представления верхней горизонтальной цилиндрической поверхности рассматриваемой активной зоны. Наконец, система может совмещать физическую инвентаризацию и проверку правильности загрузки активной зоны.
Разработанный метод планируется к использованию при создании систем бесконтактного определения разновысотности головок ТВС на энергоблоках АЭС с реактором типа ВВЭР России, стран СНГ и за рубежом, в частности на Ростовской АЭС, Калининской АЭС и т. д. Потенциальный заказчик — концерн «Росэнергоатом». Предполагаемый объем поставок составляет более 50 систем на российские и зарубежные АЭС.
Использование системы приведет к сокращению временных затрат и повышению надежности транспортно-технологических операций с ядерным топливом, что даст экономический эффект в размере не менее 8,4 млн руб. в год на один реактор.
