Теми рефератів
> Реферати > Курсові роботи > Звіти з практики > Курсові проекти > Питання та відповіді > Ессе > Доклади > Учбові матеріали > Контрольні роботи > Методички > Лекції > Твори > Підручники > Статті Контакти
Реферати, твори, дипломи, практика » Курсовые проекты » Розробка і аналіз структурної схеми автоматичної системи управління на АЕС

Реферат Розробка і аналіз структурної схеми автоматичної системи управління на АЕС





ільше 50 м). Монітори та клавіатури розміщуються в приміщенні БЩУ. Обидва комплекти пов'язані між собою кабелем. Дублювання апаратури дозволяє забезпечити високу надійність контролю найбільш важливих параметрів реактора, сигнали яких заводяться в обидва комплекти. Менш важливі сигнали заводять в якийсь один комплект. Наявність зв'язку дозволяє комплектам обмінюватися даними для відновлення в кожному з них повного обсягу інформації.

Обчислювальний комплекс (ВК) системи ВРК включає в себе дві ЕОМ типу СМ - 2М, кожна з яких пов'язана з обома комплектами апаратури по основному і резервному каналам. Резервування зв'язків дозволяє підвищити надійність роботи системи при різних комбінаціях відмов ЕОМ та апаратури. Висновок інформації з ЕОМ до оператора на БЩУ здійснюється через дисплеї апаратури, пов'язані з ЕОМ кабелем.

В основному режимі обидві ЕОМ працюють одночасно в реальному масштабі часу, здійснюючи оперативну обробку отриманої від апаратури інформації та виведення її на дисплей. При цьому, коли обидва комплекти апаратури функціонують, інформація в кожну ЕОМ надходить з комплекту, з яким вона пов'язана по основному каналу. При відмові одного з комплектів (або обриві його основного каналу зв'язку) інформація в ЕОМ надходить з резервного каналу від іншого комплекту апаратури.

Крім того, можливий режим роботи, при якому одна з ЕОМ проводить оперативну обробку інформації, а інша здійснює фонові неоперативні розрахунки.

Крім показаних на структурній схемі зв'язків з іншими підсистемами (СУЗ і АКНП), система ВРК пов'язана також з УВС і СППБ енергоблоку. По цьому каналу з ЕОМ СВРК в УВС може бути переданий весь масив зібраної первинної інформації та розрахункових даних або його частина, і навпаки, інформація, необхідна для роботи СВРК, може бути отримана з УВС.

Як видно з розгляду структурної схеми, система ВРК на реакторах ВВЕР крім сигналів внутрішньореакторних датчиків приймає також значна кількість сигналів від датчиків 1-го і 2-го циркуляційних контурів. Ця інформація необхідна в системі ВРК для проведення розрахунків узагальнених параметрів, що характеризують стан активної зони. Наявність в СВРК інформації від основних загальностанційних датчиків спільно з інформацією від СУЗ і АКНП забезпечує можливість розрахунку та контролю найважливіших параметрів, що характеризують роботу реакторної установки в цілому (загальна теплова потужність, витрата теплоносія в зоні і по петлях і т.д.). Таким чином, за обсягом контролю і вироблених розрахунків система ВРК фактично виконує функції системи контролю реакторної установки. Звідси випливає важливість ролі, яку відіграє система ВРК серед інших систем енергоблоку. Незважаючи на те, що СВРК є інформаційною системою, її відмова на час, більше визначене в «Технологічному регламенті», тягне за собою обов'язкове зниження потужності енергоблоку або навіть його останов.

Датчики контролю енерговиділення

Для вимірювання розподілу енерговиділення за об'ємом активної зони в системі ВРК використовуються детектори прямий зарядки (ДПЗ) з емітером із родію (малюнок 2.11). У порівнянні з іншими типами нейтронно-чутливих детекторів ДПЗ володіють наступними перевагами:

. Малі габарити дозволяють розмістити в реакторі велика кількість детекторів, необхідний для отримання детальної картини розподілу енерговиділення за об'ємом активної зони;

. ДПЗ не вимагають зовнішнього джерела живлення, мають достатньо високу надійність, термін служби не менше однієї кампанії реактора, їх чутливість мало змінюється в процесі експлуатації, і ці зміни можна скорегувати розрахунковим шляхом;

. ДПЗ прості по конструкції, технологічні при виготовленні, мають хорошу відтворюваність параметрів (розкид чутливості не більше ± 1%) і невисоку вартість.

Поряд з цим ДПЗ притаманні і деякі недоліки:

невеликої вихідний сигнал (в реакторах ВВЕР на номінальній потужності їх вихідний струм складає одиниці мікроампер);

порівняно велика постійна часу (порядку 1 хв);

залежність чутливості ДПЗ від різних параметрів, що характеризують стан активної зони (вигоряння, збагачення найближчих ТВЕЛ, концентрація борної кислоти, температури теплоносія і т.д.), і від вигорання емітера ДПЗ.

Конструкція ДПЗ складається з емітера і колектора, між якими знаходиться ізолятор. При опроміненні нейтронами емітер випромінює електрони, які через ізолятор потрапляють на колектор і утворюють у зовнішній ланцюга електричний струм. По кабелю вихідний сигнал ДПЗ виводиться за межі корпусу реактора.


Малюнок 2.11 - Структурна схема ДПЗ

У застосовуваних на реакторах ВВЕР детекторах типу ДПЗ - 1М емітер явля...


Назад | сторінка 21 з 34 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Визначення параметрів нелінійності підсилювача апаратури ВЧ зв'язку по ...
  • Реферат на тему: Розробка системи неруйнівного контролю конструкційніх елементів реактора ВВ ...
  • Реферат на тему: Визначення параметрів нелінійності і вибір оптимального режиму підсилювальн ...
  • Реферат на тему: Система централізованого контролю параметрів суднової енергетичної установк ...
  • Реферат на тему: Аналіз основних параметрів дискретного каналу зв'язку