Принципы обеспечения безопасности при создании АСУ ТП АЭС. Принципы проектирования СУЗ

Лекция 14 Семестр 1 29.11.2014

 

Принципы обеспечения безопасности при создании АСУ ТП АЭС. Принципы проектирования СУЗ

Принципы обеспечения безопасности при создании АСУ ТП АЭС

Целью концепции безопасности является поддержание станции в нормальном эксплуатационном состоянии, принятие соответствующих ответных мер сразу же после постулированного исходного события и обеспечение длительного управления станцией в аварийных условиях.

Для обеспечения безопасности АЭС и удержания в рамках каждого уровня (эшелона) последствий вероятных отказов технических средств и ошибок персонала реализуется принцип глубоко эшелонированной защиты.

В основе данного принципа лежит установление ряда последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер.

К физическим барьерам относятся:

· топливная матрица;

· оболочка ТВЭ;

· граница 1-го контура;

· защитная оболочка.

В АСУ ТП организованы пять уровней защиты для предотвращения перерастания нарушений нормальной эксплуатации в проектную аварию, а проектной аварии — в запроектную и для защиты барьеров с целью сохранения их целостности и эффективности.

Независимость уровней защиты должна быть такой, чтобы вероятный единичный отказ средств АСУ ТП или ошибка персонала на одном уровне защиты не ставили под угрозу глубоко эшелонированную защиту на последующих уровнях.

Разработка АСУ ТП должна выполняться с учетом задач и приоритетов, решаемых на уровнях глубоко эшелонированной защиты:

Уровень защиты 1. Нормальная эксплуатация. Надежность эксплуатации, безопасность АЭС, сохранение эффективности барьеров и обеспечение жизнедеятельности персонала должны обеспечиваться техническими средствами и организационными мерами, предусмотренными для ведения режима нормальной эксплуатации. Технические средства и регламентированные действия персонала должны обеспечивать контроль, регистрацию и поддержание параметров в определенных проектом эксплуатационных пределах и выполнение условий безопасной эксплуатации.

Уровень защиты 2. Нарушение нормальных условий эксплуатации. Ограничение нормальной эксплуатации, вплоть до ее прекращения, обеспечение безопасности АЭС, сохранение эффективности барьеров и обеспечение жизнедеятельности персонала должны обеспечиваться техническими средствами нормальной эксплуатации и техническими средствами останова реактора. Технические средства и регламентированные действия персонала должны быть направлены на соблюдение условий безопасной эксплуатации и ограничение (предотвращение) воздействий в пределах безопасной эксплуатации вплоть до достижения указанных пределов, обеспечивающих эффективность барьеров.

Уровень защиты 3. Проектные аварии. Проектные аварии требуют для обеспечения безопасности АЭС функционирования систем безопасности. Безопасность АЭС должна обеспечиваться за счет надежного прекращения основного технологического процесса работой технических средств останова реактора, защиты барьеров и обеспечения жизнедеятельности персонала техническими средствами безопасности.

Технические средства безопасности и регламентные действия персонала должны обеспечивать эффективность барьеров или неповрежденной части барьеров за счет предотвращения и ослабления влияния воздействий в рамках не превышения максимальных проектных пределов. Должна обеспечиваться эффективность системы барьеров, однако возможно сокращение срока эксплуатации отдельных барьеров вплоть до невозможности их дальнейшей эксплуатации, что определяет возможность восстановления нормальной эксплуатации АЭС.

Уровень защиты 4. Запроектные аварии. Запроектные аварии требуют для обеспечения безопасности АЭС надежного прекращения основного технологического процесса, защиты барьеров и обеспечения жизнедеятельности персонала любыми доступными техническими средствами, а также дополнительными техническими средствами.

Дополнительные технические средства предназначены для обеспечения жизнедеятельности оперативного персонала и защиты системы герметичных ограждений от воздействий, определяемых в том числе и возможным разрушением остальных барьеров (топливная матрица, оболочка ТВЭ, контур циркуляции теплоносителя).

Характеристики дополнительных технических средств и регламентированные действия персонала должны обеспечивать эффективность системы герметичных ограждений или неповрежденной части других барьеров таким образом, чтобы не достигались условия по вводу в действие мероприятий по защите населения.

Дальнейший вклад в обеспечение защиты населения, персонала и окружающей среды должны вносить планы мероприятий на площадке АЭС и окружающей территории по защите и ликвидации последствий таких воздействий.

Уровень защиты 5. Послеаварийные мероприятия. В состав организационных и технических мер должны входить меры по реализации послеаварийных мероприятий, в результате которых безопасность АС, эффективность барьеров и жизнедеятельность персонала надежно и длительно обеспечиваются техническими средствами нормальной эксплуатации и /или техническими средствами безопасности.

Связь между барьерами безопасности, уровнями защиты и АСУ ТП приведена на рис. 2.

 

 

 

Рисунок 2 Связь между физическими барьерами, уровнями защиты и АСУ ТП.

 

Классификация состояний станции в зависимости от уровня защиты и проектные цели безопасности приведены в табл. 1

 

Лекция 15 Семестр 1 06.12.2014

 

 

Рис. Система защиты реактора на базе ПТК TELEPERM -XS

 

 

Обобщенная структура системы контроля и управления Тяньваньской АЭС представлена на рис.

 

 

 

 

Рис. Обобщенная структура системы контроля и управления Тяньваньской АЭС

 

Рисунок Комплекс аппаратуры контроля нейтронного потока АКНП-3

Критерии безопасности

Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта АЭС с реактором РБМК, является непревышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и проектных авариях.

При анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности реактора в соответствии с ОПБ-88 приняты следующие проектные критерии безопасности:

1. должна быть обеспечена безопасность при любом проектном исходном событии с наложением одного независимого отказа любого элемента систем безопасности и одного необнаруженного отказа, неконтролируемого при эксплуатации;

2. эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин не должен превышать 0,2 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности оболочек и 0,02 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива;

3. предел безопасной эксплуатации, определяющий допустимый уровень активности теплоносителя по величине и количеству дефектов твэлов, составляет 1 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива.

4. максимальный проектный предел повреждения твэлов при авариях устанавливает:

· температуру оболочек твэлов не более 1200 °С;

· локальную глубину окисления оболочек твэлов - не более

· 18 % первоначальной толщины стенки;

· долю прореагировавшего циркония - не более 1 % его массы

· в оболочках твэлов.

Для выполнения этих требований реакторная установка РБМК оснащена следующими техническими средствами:

· системой управления и защиты, в состав которой, кроме традиционных устройств, входят локальные автоматические регуляторы, группы локальной аварийной защиты и быстродействующая аварийная защита;

· системой контроля и регулирования энерговыделения, по радиусу и высоте активной зоны;

· системой аварийного охлаждения реактора, обеспечивающей теплоотвод от активной зоны при авариях, вызванных разрывом трубопроводов или отказом оборудования, которая автоматически включается в работу в аварийной ситуации;

· системой поканального и группового контроля герметичности оболочек твэлов топливных каналов;

· системой индивидуального контроля целостности топливных и специальных каналов;

· системой защиты от превышения давления в контуре МПЦ;

· системой контроля и регулирования расхода теплоносителя в топливных и специальных каналах;

· системой контроля температуры металлоконструкций реактора и графита по объему кладки;

· системой централизованного контроля, осуществляющей сбор и контроль входной аналоговой и дискретной информации, расчет параметров безопасного ведения технологических процессов и сигнализацию об отклонениях контролируемых и расчетных параметров от заданных уставок;

· системой сброса парогазовой смеси из реакторного пространства при аварийкой разгерметизации каналов реактора;

· разгрузочно-загрузочной машиной, позволяющей производить своевременную перегрузку выгоревших или потерявших герметичность топливных кассет без останова реактора;

· системой локализации аварий, предназначенной для приема аварийных выбросов теплоносителя, конденсации пара и выдержки неконденсирующихся радиоактивных газов;

· системой аварийной подпитки реактора водой;

· системой надежного электроснабжения систем безопасности;

· системой пожаротушения;

· резервированием оборудования и электрических устройств с автоматическим вводом резерва.

Система управления и защиты

Система управления и защиты (СУЗ) предназначена для осуществления пуска реактора, регулирования уровня нейтронной мощности реактора, компенсации выгорания, отравления и температурных эффектов, стабилизации полей энерговыделения в реакторе контроля уровня мощности и скорости ее изменения, положения органов регулирования реактивности в активной зоне, а также неисправностей в системе для выработки информации о функционировании СУЗ в системе сигнализации и регистрации аварийной защиты в аварийных ситуациях от автоматического снижения мощности До безопасных уровней, до полного заглушения реактора, и поддержания остановленного и расхоложенного реактора в подкритическом состоянии.

Органами регулирования реактивности являются стержни-поглотители нейтронов. В таблице представлены типы и количества стержней-поглотителей по их функциональным признакам для каждого из четырех энергоблоков ЛАЭС.

СУЗ обеспечивает контроль и регистрацию нейтронного потока в диапазоне от 10^-12 до 1,25 Nhom, контроль периода изменения нейтронного потока в пределах от 120 до 9с.

Регулирующие стержни на ЛАЭС:

 

Тип стержня	Функция регулирующего стержня	1-ый блок	2-ой блок	3-ий блок	4-ый блок
БАЗ	Быстродействующая аварийная защита
ЛАЗ	Локальная аварийная защита
ЛАР	Локальное автоматическое регулирование				^2
АРМ	Автоматическое регулирование
РР	Ручное регулирование
УСП	Укороченные стержни-поглотители (ручные)
Итого:

 

С помощью СУЗ реализуется несколько видов автоматических защит:

1) БАЗ - быстрая аварийная защита, осуществляющая быстрое заглушение реактора:

· введением стержней БАЗ в активную зону с верхних концевиков на полный ход за время не более 2,5 с;

· введением стержней УСП в зону снизу до верхних концевиков со скоростью 0,4 м/с;

· введением всех остальных стержней в зону до нижних концевиков из любого промежуточного положения за время, не более 12 +2 с.

2) АЗ-5 - аварийная защита, обеспечивающая заглушение реактора введением стержней БАЗ с верхних концевиков на полный ход за время не более 7 с;

все остальные стержни вводятся в зону так же, как в режиме БАЗ.

3) АЗ-2 - аварийная защита, осуществляемая снижением общей мощности реактора с аварийной скоростью 2 % Nhom/c до уровня 50 % Nhom включенным автоматическим регулятором совместно со стержнями перекомпенсации, при этом уменьшение уставки от 100 до 50 % Nhom обеспечивается за (25 +2, 5) с.

4) АЗ-1 - аварийная защита, аналогичная АЗ-2, но со снижением мощности до уровня 60 % Nhom, при этом уменьшение уставки от 100 до 60 % Nhom обеспечивается за (20 +2,0) с.

5) ЛАЗ - аварийная защита, осуществляемая снижением общей мощности реактора включенным автоматическим регулятором с рабочей скоростью 1 % Nhom/c и введением поочередно двух стержней ЛАЗ с рабочей скоростью 0,4 м/с в район, где зафиксировано локальное превышение мощности по внутриреакторным датчикам до исчезновения сигнала ЛАЗ.

Кроме автоматических аварийных защит в СУЗ предусмотрен режим регулируемого снижения мощности реактора с аварийной скоростью при нажатии кнопки быстрого снижения мощности на пульте оператора, при отжатой кнопке снижение мощности прекращается.

В СУЗ предусмотрена возможность заглушения реактора, минуя цепи щита логики СУЗ с помощью специального ключа "КОМ", расположенного на основном и резервном пультах управления. В результате этого воздействия все стержни БАЗ, ЛАЗ, ЛАР, АРМ и РР вводятся в активную зону под действием силы тяжести. СУЗ обеспечивает контроль и регистрацию нейтронного потока в каналах отражателя в диапазоне от 5·10^-13 до 10^-1 Nhom от камер деления типа КНТ-31, в каналах БИК с помощью камер деления типа КНК-15 в диапазоне от 5·10^--9 до 10^-4 Nhom и контроль периода изменения нейтронного потока в пределах от 60 до 10 с. Обеспечивает контроль и регистрацию нейтронных потоков и периода нарастания мощности в каналах БИК с токовыми камерами типа КНК-56 в в диапазоне от 5·10^-7 до 1.3 Nhom. и контроль периода изменения нейтронного потока в пределах от 10 до 60 с.

СУЗ обеспечивает автоматическое изменение уровня мощности реактора в диапазоне от 0,25 х 10^-2 до 5 х 10^-2 Nном. с рабочей скоростью ±1,5 х 10^-2 % Nном./c и в диапазоне от 5 х 10^-2 до 1,0 Nном. с рабочей скоростью 0,25 % Nном./c.

СУЗ обеспечивает поддержание заданной мощности реактора с относительной точностью ±5 % заданного уровня в диапазоне от ±0,25 до 6 % Nhom и ±1 % заданного уровня в диапазоне от 5 до 100 % Nhom. СУЗ обеспечивает автоматическое регулирование мощности реактора:

· в диапазоне от 0,25 до 6 % Nном с помощью регулятора АРМ, четыре стержня которого синхронно перемещаются по суммарному сигналу четырех камер в каналах боковых ионизационных камер (БИК);

· в диапазоне от 20 до 100 % Nном с помощью регулятора ЛАР, при этом каждый из стержней ЛАР перемещается по усредненному сигналу от своих двух внутризонных датчиков;

· в диапазоне от 5 до 100 % Nhom с помощью регулятора ЛАР-БИК, при этом каждый из стержней регулятора - из числа периферийных стержней ЛАР - перемещается по сигналу от своей камеры в канале БИК.

 

Основным регулятором в диапазоне мощностей от 20 % до 100 % Nном является ЛАР, регулятор ЛАР-БИК находится в "горячем" резерве. При работе ЛАР или ЛАР-БИК обеспечивается автоматическая стабилизация заданного распределения энерговыделения в активной зоне.

СУЗ обеспечивает оператору возможность ручного управления всеми стержнями, при этом скорость ввода всех стержней в зону 0,4 ±0,1 м/с, скорость вывода стержней из зоны 0,4 ±0,1 м/с (для стержней ЛАР скорость вывода стержней из зоны 0.1 ±0,055 м/с).

СУЗ сохраняет работоспособность при отклонениях питающего напряжения от номинального уровня на +10 % и -15 %, при отклонении частоты питающего напряжения на + 2 %.

При полном обесточивании СУЗ гарантируется полное заглушение реактора путем ввода всех стержней СУЗ (кроме УСП) в активную зону из любого промежуточного положения до упора в вытеснитель (для БАЗ - до посадки на демпфер). При этом время ввода стержней БАЗ составит не более 2,5 с, всех остальных стержней не более 12 +2 с.

По конструкции стержни РР, ЛАР, ЛАЗ и АРМ не отличаются и представляют собой верхнюю поглощающую часть и нижнюю часть для вытеснения воды, соединенные между собой телескопической тягой (Рис.). Поглощающая часть состоит из 6 звеньев поглотителя, соединенных между собой при помощи шарниров и имеющих общую длину 6772 мм. В качестве вещества поглотителя нейтронов применен карбид бора в оболочке из алюминиевого сплава. Вытеснитель состоит из 4 звеньев и имеет общую длину 4560 мм. В качестве вытеснителя применен графит в оболочке из алюминиевого сплава. Ход стержней - 6550 мм.

Стержни УСП состоят из поглотителя длиной 4088 мм, телескопического соединения и вытеснителя длиной 6700 мм, ход стержней - 3500 мм. Стержни УСП в отличие от всех других типов стержней вводятся в активную зону снизу.

Стержень БАЗ выполнен из 7 шарнирно соединенных звеньев с общей длиной поглощающей части 7,2 м. Вытеснитель отсутствует. В нижней части стержня установлен пленкообразователь для создания режима пленочного течения воды в канале. Это позволило сократить время введения стержней БАЗ в активную зону до 2,5 с.

 

Рис. Конструкция стержня-поглотителя с вытеснителем.

1 - Лента 2 - Алюминиевая оболочка

3 -Поглотитель 4 - Внутренняя полость стержня

5 - Вытеснитель с графитовым наполнением

 

Рис. Охлаждение каналов СУЗ и каналов охлаждения отражателя (3, 4 блоки).

1 - Канал СУЗ 2 - Канал БАЗ

3 - К О О 4 - Раздаточный коллектор

5 - Аварийный бак 6 - Воздушники

7 - Переливной трубопровод 8 - Насосы СУЗ

9 - Сливной коллектор К О О 10 - Сливколлектор каналов БАЗ

11 - Циркуляционный бак 12 - Сливколлектор каналов СУЗ

13 - Теплообменник 14 - Байпас насосов СУЗ

15 - Газодувка 16 - Сжигание гремучей смеси.

17 - Камера выдержки 18 - Вентиляционная труба АЭС

19 - Шайбы дроссельные 20 - Сбросные трубопроводы

 

Вода из циркуляционного бака забирается насосами (4 - в работе, 1 - в резерве) и подается в верхнюю часть аварийного бака под уровень воды. Из этого бака вода самотеком поступает в раздающий коллектор контура охлаждения, откуда направляется по индивидуальным трубопроводам в каждый канал.

Пространства над уровнями воды аварийного и циркуляционного баков для исключения накопления в них водорода продуваются работающими газодувками. Выделяющиеся газы через систему сжигания гремучей смеси направляются в камеру выдержки для снижения их активности до безопасного уровня и далее сбрасываются в вентиляционную трубу АЭС.

Очистка воды контура охлаждения каналов системы управления и защиты осуществляется в специальной установке байпасной очистки. Вода на очистку забирается с напора насосов контура и возвращается после очистки в циркуляционный бак.

Схема контура охлаждения каналов системы управления и защиты и каналов охлаждения отражателя 1-го (2-го) блоков ЛАЭС имеет непринципиальные отличия и представлена на рис..

Рис. Охлаждение каналов СУЗ и каналов охлаждение отражателя (1-ый, 2-ой блоки).

1 - Циркуляционный бак 2 - Наоосы СУЗ

3 - Аварийный бак 4 - Раздаточный коллектор

5 - Канал СУЗ 6 - Канал охлаждения отражателя

7 - Канал БАЗ 8 - Сливной коллектор СУЗ

9 - Теплообменник 10 - Подвод азота в каналы БАЗ

11 - Переливной трубопровод 12 - Обратные клапаны

13 - Система вентиляции с дожиганием водорода

Рис. Обобщенная структура систем автоматизации энергоблока РБМК-1000

 

В настоящее время для всех действующих энергоблоков РБМК-1000 принята программа модернизации спецсистем, состав которых приведен на рис.9: комплексная система контроля, управления и защиты (КСКУЗ) и управляющие системы безопасности для технологических систем (УСБ-Т) вместе с компьютерными системами вывода информации (ВИ) и системами бесперебойного электроснабжения (БЭС), а также система СКАЛА-микро.

 

 

Рис. 9. Состав спецсистем энергоблока РБМК-1000

 

Основной среди представленных систем является КСКУЗ, внедрение которой позволяет обеспечить надежную и безопасную эксплуатацию реакторов РБМК до выработки ими ресурса с соответствием требованиям нормативно-технической документации России и нормам МАГАТЭ по безопасности, в том числе и требованиям, связанным с отказами по общей причине. УСБ-Т базируются на тех же технических и программных средствах, что и КСКУЗ. Компьютерные системы либо включаются в состав других систем, либо поставляются отдельно. В качестве обеспечивающих используются системы БЭС, поставляемые в комплекте с основными системами.

Главными особенностями КСКУЗ (рис.10) являются:

 

Рис. 10. Структурная схема КСКУЗ

 

· реализация в ее составе двух систем остановки, каждая из которых способна одна независимо от другой обеспечивать перевод активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержание ее в подкритическом состоянии с учетом принципа единичного отказа или ошибки персонала;

· наличие в составе КСКУЗ двух независимых комплектов аппаратуры обработки информации и выработки аварийных и управляющих сигналов;

· территориальная разнесенность комплектов аппаратуры по помещениям АЭС;

· выполнение принципа разнообразия как в комплектах аппаратуры (один из которых выполнен на традиционных средствах, а другой – на базе микропроцессоров), так и в системах остановки (разные устройства ввода реактивности, разные разработчики, изготовители, разная элементная база и т.д.);

· автоматическая самодиагностика в аппаратуре аварийной защиты;

· наличие в составе КСКУЗ автономной системы отображения и протоколирования информации КСКУЗ (комплекс ВИ, представленный на рис.11).

 

Рис. 11. Схема комплекса ВИ КСКУЗ

 

В комплексе ВИ КСКУЗ обрабатывается 65000 точек контроля и расчетных параметров (12000 с тактом 60 мс, 25000 с тактом 420 мс, 28000 с тактом 1 с), включая нейтронно-физические параметры, расчетные параметры, технологическую и диагностическую информацию. Прикладное программное обеспечение построено на базе программного комплекса распределенных средств сетевой обработки (КРОСС).

Создан стенд-полигон, который предназначен для проведения межведомственных испытаний оборудования опытных образцов, функциональных испытаний поставочных образцов и использования для авторского сопровождения систем в течение всей их жизни на объекте (рис.12). Все программное обеспечение прошло соответствующую верификацию и валидацию.

Рис. 12. Структурная схема стенда-полигона КСКУЗ

 

В качестве проектных основ для разработки структуры УСБ-Т (рис.13) приняты требования нормативных документов по ядерной безопасности реакторной установки, в частности:

· реализация в структуре УСБ-Т принципов резервирования, пространственной и функциональной независимости;

· использование надежных, проверенных практикой технических решений с поставкой технических средств максимальной заводской готовности.

 

Современные технические средства автоматизации, телекоммуникаций, связи и другие виды электронных устройств чувствительны к качеству питающего напряжения и обладают рядом особенностей как электрическая нагрузка. Это приводит к необходимости создания специальной системы и применения необходимого оборудования электропитания управляющих систем, особенно тех, которые выполняют функции безопасности. Упрощенная структура одного из двух комплектов системы бесперебойного электроснабжения (БЭС) КСКУЗ представлена на рис.14.

Функции системы БЭС: электроснабжение управляющих систем по требуемой структуре; выработка всех требуемых напряжений; улучшение качества напряжений; надёжное, бесперебойное и автономное питание нагрузки; контроль, диагностика, сигнализация состояния БЭС.

 

 

 

На рис.15 представлена структура компьютерной системы СКАЛА-микро, которая осуществляет контроль технологического процесса и состояния оборудования энергоблока. Она предназначена для замены установленной на всех энергоблоках РБМК-1000 системы централизованного контроля СКАЛА, осуществляющей сбор, расчетно-логическую обра­ботку, регистрацию и отображение информации по контролируемым па­раметрам для оперативного персонала БЩУ. Новая система дополнительно осуществляет трехмерные расчеты энергораспределения, а также имеет существенно лучшие возможности по отображению информации и скорости выполнения всех функций.

В связи с внедрением комплексной системы контроля, управления и защиты (КСКУЗ) была проведена существенная переработка зоны БЩУ по рабочему месту оператора реактора (рис.16).

 

Принятие новых решений по организации рабочего места оператора реактора на БЩУ позволило: снизить зрительную нагрузку на оператора в процессе принятия решений; обеспечить оператора современными техническими средствами отображения технологических процессов с детальной информацией о состоянии оборудования системы; привести эргономические свойства интерфейса "оператор-аппаратура-реактор" в соответствие с нормативными документами.

Все упомянутые выше системы автоматизации и оборудование уже внедрены на первом и втором энергоблоках Курской АЭС, первом энергоблоке Ленинградской АЭС, а в настоящее время внедрение проводится на втором энергоблоке Ленинградской АЭС. Также они используются при проектировании новых энергетических реакторных установок и при модернизации промышленных реакторов.

Заключение. Можно констатировать, что в России последние несколько лет характеризуются интенсивным развитием средств и управляющих систем на базе компьютерных технологий для применения на объектах атомной энергетики.

В частности, такой подход использован при модернизации управляющих систем реакторов РБМК-1000.

РАМS

Общее положение.

Система мониторного оборудования АЭС ФИНТ разрабатывается с целью снижения затрат и издержек при эксплуатации оборудования.

Мониторингу должен подлежать такие параметры как температура, вибрация, параметры, характеризующие состояние оборудования. На основании полученных данных должны решаться задачи диагностики оборудования и прогнозироваться развитие аномалий в оборудовании с целью вывода в ремонт не по графику, а по состоянию.

Система мониторинга должна получать указанную информацию от СКУ энергоблока и СКУ общестанционных систем.

Информация от системы мониторинга оборудования АЭС должна передаваться в активизированную систему организации ремонта оборудования АЭС.

 

Лекция 14 Семестр 1 29.11.2014

 

Принципы обеспечения безопасности при создании АСУ ТП АЭС. Принципы проектирования СУЗ