автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Распознавание аномальных состояний основного оборудования АЭС по данным оперативного технологического контроля

с.

#

с /че/п .

/ Од

У У

п

ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

■ 9 ■ СУ.

§

м

чу

уши,........

На правах рукописи

Лескин Сергей Терентьевич

Распознавание аномальных состояний основного оборудования АЭС по данным оперативного технологического контроля.

Специальность 05.14.03 - "Ядерные энергетические установки"

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук

Обнинск 1998

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ...................................................................................................4

ГЛАВА 1. Методы и алгоритмы диагностирования

оборудования АЭС...................................................................................19

1.1. Анализ основных методов диагностирования...........................19

1.2. Особенности представления АЭС как сложной системы.........32

Выводы по главе 1.............................................................................34

ГЛАВА 2. Разработка методов и алгоритмов оценки состояния активной зоны ВВЭР 1000 по анализу данных внутриреакторного контроля......................................................................................................37

2.1. Представление состояния активной зоны оптимальной классификацией.................................................................................38

2.2. Контроль за изменением состояния активной зоны.................46

2.3. Статистическая модель диагностики активной зоны...............49

2.4. Примеры использования алгоритмов для анализа

состояния активной зоны и СВРК...................................................55

Выводы по главе 2............................................................................57

ГЛАВА 3. Диагностическая модель парогенераторов БН-350.............60

3.1. Системный подход к анализу данных эксплуатации................63

3.2. Разработка алгоритма отбора информативных параметров....67

3.3. Классификация состояний парогенераторов. Теоретико-информационный подход..................................................................83

3.4. Анализ предаварийных состояний парогенераторов................88

3.5. Разработка комплекса программ ранней диагностики аварийного состояния ПГ.................................................................91

3.6. Опыт эксплуатации комплекса программ диагностики

парогенераторов БН-350..................................................................100

Выводы по главе 3...........................................................................103

ГЛАВА 4. Модель классификации параметров для распознавания

аномалий в состоянии главных циркуляционных насосов

ВВЭР 1000..................................................................................................105

4.1. Исходные данные......................................................................105

4.2. Разработка алгоритмов разделения состояний ГЦН в пространстве технологических параметров....................................110

4.3. Сравнение состояний ГЦН. Обсуждение результатов анализа данных.................................................................................116

4.4. Реализация системы контроля состояния ГЦН по данным оперативного технологического контроля. Анализ работы

насосов..............................................................................................123

Выводы по главе 4............................................................................127

ЗАКЛЮЧЕНИЕ...........................................................................................129

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.....................................136

ПРИЛОЖЕНИЕ...........................................................................................144

Введение.

Опыт аварий и инцидентов на АЭС показывает, что почти все аварии могли быть предотвращены операторами при своевременном распознавании сигналов контрольно-измерительных приборов. Наиболее полный обзор ситуаций на АЭС представлен в [1]. В качестве примера приведем несколько наиболее показательных инцидентов, связанных с информированностью персонала о состоянии оборудования и принятия ими решений в нештатных ситуациях.

Авария в Уиндскейле, Великобритания, 1957г., связанная с возгоранием графита. В процессе его отжига были выключены газодувки первого контура и реактор разогрелся до температуры, при которой начала выделяться аккумулированная в графите энергия (энергия Вигнера). Из-за отсутствия необходимых контрольно-измерительных приборов и ошибок персонала это энерговыделение вышло из-под контроля и привело к загоранию графита.

На АЭС Энрико Ферми, США, 1966г., произошло расплавление двух твэлов и остановка станции на четыре года. Причиной аварии явилось почти полное прекращение расхода теплоносителя через две топливные сборки. Блокада расхода была вызвана одним из внутриреакторных элементов конструкции, оторванным благодаря вибрации, а затем перенесенным и прижатым за счет гидродинамических сил к входным патрубкам TBC. Прошло более 15 минут прежде, чем оператор обнаружил аномалию, которая выражалась в неустойчивых показаниях прибора, контролирующего изменение нейтронного потока. Решение об аварийном снижении мощности реактора было принято по сигналу о превышении уровня активности в коробах вытяжной вентиляции и показаниям детекторов продуктов деления в теплоносителе. В течение всего времени

оператор, как впрочем и в процессе принятия решения, не понимал, что происходит с аппаратом.

Авария на блоке №2 АЭС "Three mile island" (TMI 2) (США) является классическим примером аварийной ситуации, где отсутствие необходимой информации о состоянии оборудования и развития процесса привело к осложнению аварии вследствие ошибочных действий оперативного персонала.

Анализ итогов работы АЭС России и за рубежом показывает [2], что по-прежнему общей причиной аномальных событий в процессе эксплуатации являются ошибки персонала (около 55%).

В настоящее время не существует эффективных критериев оценки количества и качества представляемой персоналу информации о состоянии оборудования АЭС, поэтому нет уверенности, что решения, принимаемые оператором на основе информации, поступающей от многочисленных датчиков, число которых исчисляется тысячами, оптимальны. При этом восприятие ее, а следовательно, и вероятность принятия правильного решения в различных "нештатных" ситуациях существенно различаются.

Время принятия решения tp зависит от сложности задачи [3]. Если

оператор имеет право выбора решения, выражаемое некоторым числом Р -возможных исходов, то: tp=kt\gP. Постоянная kt определяется

экспериментально (^>1). Логическая задача управления имеет повышенную сложность, если Р > 3. Именно с задачами такой сложности сталкивается оператор при управлении аварийными ЯЭБ или АЭС. Необходима своевременная информация о возникновении аномалии в состоянии оборудования, когда значения параметров еще не достигли пределов, определенных регламентом эксплуатации, пока нет еще

необходимости принимать решения, связанные с предотвращением развития нежелательного с точки зрения безопасности процесса.

В [4] исследовались зависимости вероятности принятия оператором ошибочного решения в функции времени с учетом количества и, что очень важно, качества поступающей к нему информации. Получено, что эта вероятность уменьшается по экспоненте, причем в первые несколько минут после начала аварии вероятность ошибки близка к 1, а примерно -4

через 40 мин. - 10 . При этом совокупный опыт свидетельствует о том, что при малом стаже работы неправильные действия операторов определяются, главным образом, недостатком знаний, а при большом стаже - ошибками в оценке оперативной ситуации. Каждый, кто провел достаточно много времени в пультовой, понимает, что оператор не может оценить правильность показаний каждого из тысячи индикаторов и аварийных сигнализаторов. Он лишь приблизительно знает по опыту и в результате тренировок, что должен показывать каждый прибор при данных условиях эксплуатации. Таким образом, в процессе стабильной работы АЭС оператор формирует для себя эмпирическую модель оценки состояния оборудования и блока в целом, которая адекватна объекту управления в пределах нормальной эксплуатации. В первые моменты возникновения нештатной ситуации в оценке ее он действует в рамках той же модели, принимая заведомо неправильные решения. Развитие аварии ТМ1 2 сначала было обусловлено тремя техническими причинами: отказом конденсатного насоса, закрытием запорных клапанов на линиях вспомогательных питательных насосов и непосадкой импульсного предохранительного клапана, затем ошибками персонала, который неправильно оценил ситуацию. Операторы, находившиеся в это время на блочном щите управления, считались опытными и действовали, ориентируясь на

неправильные показания уровнемера компенсатора объема в соответствии с инструкцией по эксплуатации, не допуская заполнения его водой. Ошибки персонала определили характер аварии и ее масштаб.

Своевременность обнаружения аномалии дает возможность более тщательно оценить ситуацию в спокойной обстановке и принять правильное решение.

На нескольких АЭС мира в 80-90 -е годы произошли разной степени повреждения главных циркуляционных насосов (ГЦН), которые рассматриваются как крупные технические аварии, связанные с большими материальными затратами и длительным простоем энергоблоков. Причиной выхода из строя ГЦН №4 на Южно-Украинской АЭС (20.04.83г.) стало повреждение нижнего радиального подшипника вследствие его недопустимого перегрева в результате нарушения условий эксплуатации. Непосредственной причиной повреждения подшипника явилось набухание вкладышей подшипника из графитофторопластового материала марки 7В-2А.

1 января 1986 года при работе блока №3 АЭС "Cristal river" (США) по сигналу о повышенной вибрации электродвигателя ГЦН и понижении расхода через реактор произошел автоматический останов реактора. Причиной этих событий явилось заклинивание и поломка вала ГЦН вследствие действия остаточных и термических напряжений из-за пониженной температуры запирающей воды на уплотнениях ГЦН.

Своевременное обнаружение аномалии в состоянии ГЦН позволило бы скорректировать режим его эксплуатации и, возможно, предотвратить аварию.

В 70-е годы промышленное освоение реакторов на быстрых нейтронах было поставлено под угрозу из-за аварий на парогенераторах

(ПГ) "натрий-вода" первого промышленного реактора БН-350. Всего аварий, связанных с разгерметизацией теплопередаюгцих поверхностей ПГ с малыми и большими течами, было 15. Первые аварии, которые произошли в период выхода реактора на энергетический уровень мощности, отнесли к отбраковке изделия, связанной с недостатками хранения и монтажа. Семь аварий произошли в процессе эксплуатации на энергетическом уровне мощности и обусловлены режимом работы ПГ. Реакция натрия с водой происходит бурно и, как показал опыт [5], к моменту обнаружения и локализации аварии процесс охватывает уже значительный объем парогенератора, что существенно осложняет анализ причин возникновения аварий, приводит к продолжительному простою оборудования, а в отдельных случаях - к необходимости полной его замены. Идентификация предаварийного состояния ПГ с целью предотвращения аварии коррекцией режима его эксплуатации, если это возможно, или подготовки к ликвидации последствий создавшейся ситуации поможет избежать значительных материальных затрат, связанных с капитальным ремонтом парогенератора или его полной заменой.

Таким образом, опыт эксплуатации оборудования АЭС с реакторами различных типов показывает, что аварии происходят:

- вследствие отклонений от проектных режимов работы оборудования, которые оперативный персонал своевременно не обнаружил из-за перегруженности информацией или не разобрался в том, что они являются признаком предаварийного состояния, и не проанализировал их влияние на безопасность;

- из-за сочетания неблагоприятных условий эксплуатации, влияние на безопасность которых не рассматривалось проектом и не отражено в инструкциях по эксплуатации;

- ошибки персонала;

- недостатки проекта.

Актуальность работы.

Диссертационная работа направлена на решение научной проблемы -повышение безопасности действующих АЭС.

Из опыта анализа аварий на АЭС и действий оперативного персонала в нештатных ситуациях следует, что, если оперативному персоналу своевременно предоставить информацию об аномальном состоянии оборудования, то тяжелых последствий многих аварий можно было бы избежать. В ОПБ-88 (п.4.4.10) сказано: "Система контроля и управления блока АС должна обеспечивать автоматическую и/или автоматизированную диагностику состояния и режимов эксплуатации, ...".

Создание таких систем в мире развивалось в различных направлениях, основные из которых используют опыт проектирования, эксплуатации и базу знаний к моменту создания диагностических систем. Как правило, они ориентированы на симптомы проявления аварийных ситуаций, словарь которых может оказаться неполным, или на отклонение реального состояния оборудования от состояния, описываемого с помощью моделей процессов и режимов работы оборудования. Новые аварийные ситуации заставляют пересматривать концепции диагностирования для того, чтобы учесть новые знания и недостатки, выявленные в процессе опытной эксплуатации систем диагностики или их проверки на тренажерах. Трудности разработки и внедрения таких систем определяются необходимостью учета поведения человека в стрессовых ситуациях и его отношения к предлагаемым системой диагностирования решениям. Системы диагностики постоянно усложняются как в интеллектуальном

плане (из-за стремления проектировщиков формализовать деятельность человека в оценке сложных ситуаций), так и в использовании для реализации идей все более мощной и сложной техники. В конечном итоге стоимость системы может оказаться сравнимой со стоимостью самого объекта диагностирования. Создание таких систем лишено смысла.

Решение проблемы необходимо осуществить в рамках существующих в настоящее время технических средств и с минимальными затратами.

С другой стороны, более важно своевременно представить эксплуатационному персоналу информацию о возникновении предаварийного состояния или о появлении аномалии в режимах работы оборудования. Здесь понятие "своевременно" интерпретируется как идентификация аномального состояния оборудования, когда измеряемые параметры находятся в эксплуатационных пределах и нет необходимости персоналу предпринимать решительные действия в соответствии с аварийными инструкциями. В этом случае персонал имеет возможность в спокойной обстановке оценить ситуацию и принять соответствующее решение. В такой постановке задаче повышения безопасности эксплуатации АЭС не уделялось достаточного внимания.

Разработка методов и алгоритмов ранней диагностики оборудования для своевременного представления эксплуатационному персоналу информации о возникновении аномалий является актуальной задачей, имеющей практическую ценность.

Цель и задачи исследований.

На основании опыта анализа предаварийных состояний различных типов оборудования:

- разработать единый методологический подход к формированию моделей ранней диагностики аномальных состояний различного типа основного оборудования АЭС по данным оперативного технологического контроля;

- разработать алгоритмы анализа данных для наглядного представления эксплуатационному персоналу информации для принятия решений;

- провести исследования в обоснование представленных теоретических положений;

- разработать прототипы систем диагностирования оборудования по данным оперативного технологического контроля и проверить их работоспособность на реальных данных эксплуатации.

Научная новизна.

Разработан единый подход к анализу данных оперативного технологического контроля для оценки состояния оборудования АЭС в процессе эксплуатации. На основании проведенных исследований сформированы модели и алгоритмы диагностирования различного типа оборудования (активная зона ВВЭР 1000, парогенераторы БН 350, главные циркуляционные насосы), определяющие аномалию состояния оборудования по отношению к общей закономерности поведения во времени множества идентичных объектов, работающих в одинаковых условиях. Анализ реальных данных эксплуатации с помощью представленного подхода и разработанных на его основе моделей впервые показал, что аномалии в поведении оборудования проявляются значительно раньше (например, для ПГ БН 350 не менее чем за 5 суток ) обнаружения аварии штатными системами контроля. При этом, в процессе обработки персоналу выдается комплекс параметров, определяющих процесс, вызвавший аномалию. Анализ ситуации и принятие решения

осуществляется в спокойной обстановке, поскольку контролируемые параметры оборудования находятся в пределах нормальной эксплуатации.

Полученные результаты являются существенно новыми по сравнению с результатами работы известных систем диагностирования, которые ориентированы либо на симптомы аварий или конкретное их проявление, либо на описание физических процессов.

Автор выносит на защиту:

общий методический подход к разработке алгоритмов распознавания аномальных состояний основного оборудования АЭС по данным оперативного технологического контроля;

- результаты анализа данных эксплуатации действующих А