Методы и средства повышения эффективности и безопасности функционирования мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива атомного реактора ввэр-
На правах рукописи
Коробкин Владимир Владимирович МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ МЕХАТРОННОГО КОМПЛЕКСА ПЕРЕГРУЗКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АТОМНОГО РЕАКТОРА ВВЭР-1000 Специальность 05.02.05 - Роботы, мехатроника и робототехнические системы
Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук
Таганрог –2007
Работа выполнена на кафедре Интеллектуальных и многопроцессорных систем (ИМС) Технологического института Южного федерального университета в г. Таганроге и в Научно-исследовательском институте многопроцессорных вычислительных систем имени академика А.В. Каляева Южного федерального университета.
НАУЧНЫЙ РУКОВОДИТЕЛЬ: член-корреспондент РАН, доктор технических наук, профессор Каляев Игорь Анатольевич ОФИЦИАЛЬНЫЕ доктор технических наук, профессор ОППОНЕНТЫ: Горелова Галина Викторовна кандидат технических наук, доцент Зотов Алексей Иванович ВЕДУЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ: Южно-Российский государственный технический университет, г. Новочеркасск
Защита диссертации состоится «28» декабря 2007г. в 1420 на заседании диссертационного совета Д 212.208.24 при Южном федеральном университете по адресу: г. Таганрог, ул. Чехова, 2, корп. “И”, комн. 347.
С диссертацией можно ознакомиться в зональной научной библиотеке ЮФУ по адресу: г. Ростов-на-Дону, ул. Пушкинская, 148.
Автореферат разослан “27” ноября 2007 г.
Просим Вас прислать отзыв, заверенный печатью учреждения по адресу:
347928, г. Таганрог, Ростовская область, ГСП-17А, пер. Некрасовский, 44, Технологический институт Южного федерального университета в г. Таганроге Ученому секретарю диссертационного совета Д 212.208. Кухаренко Анатолию Павловичу
Ученый секретарь диссертационного совета А.П. Кухаренко
ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность темы. Ядерная энергетика принадлежит к числу базовых отраслей, которые во многом определяют темпы развития промышленности и социальной сферы в Российской Федерации. Опыт эксплуатации атомных станций показал, что перспективы развития атомной энергетики, прежде всего, связаны с дальнейшим усовершенствованием энергетических установок с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) и оборудованием, входящим в их состав. В связи с возросшими требованиями к обеспечению безопасности эксплуатации и эффективности работы атомных станций возникла необходимость повышения отказоустойчивости, безаварийности и эффективности работы оборудования как на эксплуатируемых, так и на вновь строящихся атомных электростанциях (АЭС).
Проектные решения по обеспечению безопасности для энергоблоков нового поколения с реактором типа ВВЭР направлены на создание АЭС с повышенным уровнем функциональной безопасности, отраженных в требованиях нормативных документов. Эти требования направлены на снижение общего риска от эксплуатации АЭС настолько, насколько это возможно при современных достижениях науки и техники.
Основным целевым показателем надежности и безопасности для атомных станций является значение общей частоты повреждения активной зоны, которое не должно превышать 10-7 на реактор в год. Эффективность работы энергоблока оценивается коэффициентом использования установленной мощности, который при полной загрузке и безаварийной работе должен быть не менее 99,5% за период между планово предупредительными ремонтами энергоблоков на АЭС.
Основной вклад в обеспечение надежности, безопасности и эффективности работы АЭС вносят мехатронные комплексы, входящие в состав реакторной установки и турбины.
Одним из наиболее ответственных мехатронных комплексов, входящих в состав реакторной установки, является мехатронный комплекс по перегрузке ядерного топлива.
Транспортно-технологические операции с тепловыделяющими сборками ТВС (ядерным топливом) проводятся один раз в год в период планово-предупредительного ремонта на АЭС и занимают значительную долю времени при остановке реактора. Все операции по перемещениям ТВС осуществляются на открытом реакторе в его активной зоне.
Нарушением режима нормальной эксплуатации (аварией) при транспортно технологических операциях с ядерным топливом считается любое повреждение ТВС или активной зоны реактора. Вероятностный анализ безопасности существующих мехатронных комплексов по перегрузке ядерного топлива показывает, что в настоящее время этот показатель составляет не более 10-4 на реактор в год, причем существенный вклад в этот чрезмерно высокий показатель вносит их управляющая система. Основная причина этого - отказы или сбои (несрабатывание или ложное срабатывание управляющего сигнала) в работе программно-аппаратных средств управляющей системы мехатронного комплекса (УСМК) по перегрузке ядерного топлива и ошибочные действия персонала. При этом эффективность функционирования мехатронного комплекса не превышает 83,3% от его возможностей.
Причиной отказов УСМК является эксплуатация на АЭС устаревшего оборудования или неэффективное использование модернизированного оборудования, функционирование которого не обеспечивает необходимый уровень безопасности, надежности и эффективности.
Внедрение вновь разработанных типов ТВС, позволяющих совершать транспортно технологические операции с гораздо большими скоростями перемещений, требует применения управляющих систем нового типа, обеспечивающих повышенную отказоустойчивость и функциональную безопасность мехатронного комплекса перегрузки топлива, что позволит повысить безопасность АЭС в целом.
Таким образом, задача разработки методов, алгоритмов и средств, позволяющих повысить надежность, безопасность и эффективность функционирования мехатронного комплекса по перегрузке ядерного топлива, является актуальной.
Целью диссертационной работы является повышение эффективности и безопасности функционирования мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива на АЭС с реактором типа ВВЭР.
Актуальная научная задача, решению которой посвящена диссертация, – разработка комплекса методов и средств, обеспечивающих повышение функциональной безопасности мехатронного комплекса перегрузки путем эффективного предотвращения аварийных ситуаций.
Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:
- провести анализ работы мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива и определить возможные направления повышения его эффективности и функциональной безопасности;
- провести анализ существующих управляющих систем мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива и определить основные требования к аппаратным и программным средствам управляющей системы, позволяющие обеспечить требуемый уровень функциональной безопасности;
- разработать архитектуру управляющей системы мехатронного комплекса, обеспечивающей эффективность и безопасность его функционирования за счет возможности перераспределения задач по ресурсам системы в зависимости от условий эксплуатации;
- разработать и исследовать метод и алгоритмы распределения задач по ресурсам управляющей системы;
- разработать метод контроля уровня установки ТВС в активной зоне реактора бесконтактным способом путем использования штатной системы телевизионного контроля мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива;
- на основе предложенных методов и алгоритмов синтезировать аппаратно программные средства управляющей системы мехатронного комплекса по перегрузке ядерного топлива реактора типа ВВЭР-1000;
- провести оценку безопасности и эффективности функционирования мехатронного комплекса по перегрузке ядерного топлива с использованием разработанных аппаратно программных средств УСМК.
Объекты исследования – мехатронный комплекс по перегрузке ядерного топлива, его управляющая система и система контроля уровня установки ТВС.
Методы исследований основаны на использовании теории построения вычислительных и управляющих систем, теории надежности, теории многопроцессорных вычислительных систем, комплексов и сетей, теории фотограмметрии.
Основные расчеты выполнены в системе MATLAB и ее приложении Simulink, расчет показателей надежности проводились с помощью автоматизированной системы расчета надежности АСРН ЭРИ 22 ЦНИИ МО РФ.
Достоверность и обоснованность научных исследований подтверждаются теоретическим обоснованием, основанным на использовании строгого математического аппарата, практически полным совпадением теоретических положений с результатами испытаний, созданных на их основе опытно-промышленных образцов управляющих систем, апробацией полученных научных результатов на международных и всероссийских конференциях и семинарах.
Научная новизна полученных в диссертации результатов состоит в следующем:
1) обоснован принцип построения управляющей системы мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива как многоуровневой, многопроцессорной и многосетевой системы, отличающийся тем, что задачи перераспределяются по ресурсам системы в зависимости от условий эксплуатации;
2) разработана методика выбора структуры УСМК по перегрузке топлива, отличающаяся тем, что позволяет минимизировать затраты на аппаратные средства по ее реализации при заданном уровне функциональной безопасности;
3) разработаны метод и алгоритмы распределения задач по ресурсам управляющей системы, позволяющие, в отличие от известных, обеспечить перераспределение ресурсов УСМК в случае отказа узлов системы за приемлемое время, обеспечивая тем самым безопасное выполнение основных функциональных задач мехатронного комплекса;
4) впервые разработан бесконтактный метод контроля уровня установки головок ТВС, основанный на использовании штатной телевизионной видеокамеры системы телевизионного контроля мехатронного комплекса, что обеспечивает безусловную целостность ТВС и повышает безопасность функционирования АСЭ в целом.
Новизна полученных результатов подтверждается отсутствием аналогичных результатов в открытых доступных источниках.
Положения и результаты, выносимые на защиту:
1) многопроцессорная организация управляющей системы мехатронного комплекса по перегрузке ядерного топлива позволяет повысить безопасность и эффективность функционирования за счет возможности перераспределения задач по ресурсам системы в зависимости от условий эксплуатации;
2) методика выбора структуры аппаратных средств управляющей системы мехатронного комплекса;
3) метод распределения задач по ресурсам управляющей системы мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива;
4) метод контроля уровня установки ТВС в активной зоне реактора бесконтактным способом.
Научная и практическая ценность полученных в диссертации результатов заключается в следующем:
- применение разработанного метода и алгоритмов распределения задач по ресурсам управляющей системы увеличивает вероятность правильной выдачи команд управления в 2 раза, способствуя этим предотвращению развития исходных событий аварии и, тем самым, повышая надежность и безопасность функционирования мехатронного комплекса на 25%;
- использование многопроцессорной организации системы управления мехатронного комплекса и применение методики выбора структуры аппаратных средств в сочетании с методом и алгоритмами распределения задач повышает эффективность функционирования мехатронного комплекса в 3 раза за счет продолжения процесса перегрузки ядерного топлива в случае единичных сбоев и отказов аппаратно-программных средств, тем самым сокращая срок проведения транспортно-технологических операций с ядерным топливом на шесть суток, что дает экономический эффект в 16 млн. руб. в год.
Использование бесконтактного метода контроля уровня ТВС в активной зоне реактора позволяет обеспечить безусловную целостность ТВС во время проведения контроля, а также сократить время его проведения на одни сутки.
Проведенные исследования и разработанные методики стали основой для создания системы управления мехатронного комплекса по перегрузке ядерного топлива энергоблока Волгодонской АЭС, программно-технических средств системы управления полярным краном для АЭС “Бушер” (Иран), систем управления транспортными комплексами для энергоблоков Тяньваньской АЭС (КНР) и АЭС Куданкулам (Индия).
Реализация результатов работы. Основные результаты диссертационных исследований были использованы в следующих работах:
- НИР «Разработка логико-динамической модели работы и функционального имитатора модернизированной машины перегрузочной для энергоблоков АЭС с реактором типа ВВЭР» в рамках межотраслевой научно-технической программы сотрудничества Минобразования и Минатома России по направлению «Научно-инновационное сотрудничество» (НИИ МВС ТРТУ, г/б № 524308, шифр «Модель», Рег. № 2.10-50), 2002 г.;
- НИР «Разработка аппаратно-программных средств повышенной надежности для модернизированной машины перегрузочной энергоблоков АЭС с реактором типа ВВЭР на основе технологии многопроцессорных вычислительных систем с программируемой архитектурой» в рамках межотраслевой научно-технической программы сотрудничества Минобразования и Минатома России по направлению «Научно-инновационное сотрудничество» (НИИ МВС ТРТУ, г/б № 524306, шифр «Мезонин», Рег. № 01 04 000 1165), 2003 г.;
- ОКР «Разработка и изготовление программно-технических средств системы управления транспортным комплексом для Тяньваньской АЭС Китайской Народной Республики» (НИИ МВС ТРТУ, х/д 524234, инв. № 468) 2002-2003 гг.;
- ОКР «Разработка и изготовление комплекса технических средств системы управления машины перегрузочной энергоблока №1 Волгодонской АЭС» (НИИ МВС ТРТУ, х/д 524232, инв. № 936), 2002-2005 гг.;
- НИОКР по государственному контракту Минобрнауки РФ «Разработка, изготовление и внедрение высоконадежного многопроцессорного управляющего вычислительного комплекса системы управления полярным краном атомного реактора типа ВВЭР» в рамках ФЦНТП «Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития науки и техники» (НИИ МВС ТРТУ, г/б 554305, шифр «Полярник ФЦП», Рег. № 15788), 2005 г.;
- ОКР «Разработка и изготовление программно-технических средств системы управления полярным краном (ПТС СУПК) для АЭС «Бушер» (Иран)» (НИИ МВС ТРТУ, х/д 544225, шифр «Полярник», инв. № 1675), 2004-2007 гг.;
- ОКР «Разработка и изготовление программно-технических средств системы управления транспортным комплексом» для АЭС Куданкулам (Республика Индия) (НИИ МВС ТРТУ, х/д 544206, инв. № 1777), 2004-2007 гг.;
- ОКР «Разработка и внедрение системы бесконтактного определения разновысотности головок ТВС в активной зоне реактора» (НИИ МВС ТРТУ, х/д 564205, инв. № 1803/ПТД), 2006-2007 гг.
Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были представлены на:
- 3-й Всероссийской научно-технической конференции «Электроника и информатика - XXI век», Зеленоград-Москва, МИЭТ. 2000 г.;
- Всероссийской научно-технической конференции с международным участием «Компьютерные технологии в инженерной и управленческой деятельности», Таганрог, 2002г.;
- научно-технической конференции «Тренажерные технологии и симуляторы-2002», С.-Петербург, 2002 г.;
- Международной выставке «Высокие технологии-2002», С.-Петербург, 4-7 июня 2002 г. Серебряная медаль за разработку «Тренажер для подготовки персонала АЭС при работе с модифицированной перегрузочной машиной реактора ВВЭР»;
- Научной молодежной школе «Экстремальная робототехника-2003», Таганрог, 2003г.;
- Международной научно-технической конференции «Искусственный интеллект.
Интеллектуальные и многопроцессорные системы», Таганрог, 2004 г.;
- Первой ежегодной научной конференции студентов и аспирантов базовых кафедр ЮНЦ РАН «Математика, механика и технические науки», Ростов-на-Дону, 2006 г.;
- VI Московском международном салоне инвестиций и инноваций, Москва, ВВЦ, 7 10 февраля 2006 г. Золотая медаль за разработку высоконадежного многопроцессорного управляющего вычислительного комплекса машины перегрузочной атомного реактора типа ВВЭР-1000;
- Международной выставке-ярмарке «Управляющий вычислительный комплекс машины перегрузочной атомного реактора типа ВВЭР-1000», Харбин, КНР, июнь 2006 г.;
- Международной научно-технической конференции “Мехатроника, автоматизация, управление-2007”, Таганрог, 2007 г.
Авторство, новизна и полезность принципиальных технических решений защищены двумя патентами РФ на полезную модель и одним свидетельством об официальной регистрации программ на ЭВМ.
Из работ, выполненных в составе коллектива авторов, в диссертации использованы результаты, полученные автором лично.
Публикации. По теме диссертации опубликованы 32 работы, из которых 6 статей [1,2,3,4,5,6] общим объемом 29 с. в ведущих рецензируемых научных журналах и изданиях (включенных в перечень ВАК);
4 статьи опубликованы единолично [7,8,9,10] общим объемом 12 с.;
14 тезисов и докладов общим объемом 50 с.;
6 зарегистрированных отчетов о НИР общим объемом 937 с.;
2 патента РФ на полезную модель [11,12];
1 свидетельство об официальной регистрации программ на ЭВМ [13].
Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и приложений.
Диссертация содержит 147 страниц печатного текста, 67 рисунков и 5 таблиц, список используемой литературы из 94 наименований.
КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ
Во введении обоснована актуальность темы, определен объект исследований, сформулированы цель и основные научные результаты и положения, выдвигаемые для защиты, показаны практическая значимость, апробация и результаты внедрения диссертации.
Первая глава диссертации посвящена анализу работы мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива, определению основных требований к управляющей системы мехатронного комплекса и разработке ее архитектуры.
На рис.1 представлена структура мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива. В результате проведенного анализа структуры мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива на АЭС сделан вывод о том, что среди компонентов мехатронного комплекса, непосредственно влияющих на безопасность при выполнении транспортно-технологических операций, самую большую вероятность отказов, приводящих к аварии, имеет УСМК.
Анализ структур существующих УСМК и принципов их построения показал, что они не удовлетворяют требованиям функциональной безопасности в связи с наличием в их архитектуре центрального узла, выход из строя которого приводит к отказу всей системы в целом.
Рис. 1. Структура мехатронного комплекса перегрузки топлива.
Поэтому для повышения безопасности проведения технологических операций с ядерным топливом сделан вывод о необходимости изменить принципы построения УСМК.
Обоснованы принципы построения УСМК на основе многоуровневой, многопроцессорной и многосетевой архитектуры, обеспечивающей возможность реконфигурации структуры в зависимости от условий эксплуатации.
Показано, что такие системы обладают рядом достоинств, а именно:
- многоуровневая, многопроцессорная и многосетевая система, имея аппаратурную избыточность, позволяет компенсировать отказ отдельных элементов и минимизировать деградацию системы в целом, что позволяет повысить отказоустойчивость и безопасность УСМК за счет использования не только избыточных элементов, но и каналов связи;
- адаптация программного обеспечения к текущему состоянию, например, при деградации ресурсов, возникновения нештатной или аварийной ситуации позволяет за минимальное время перенастроить систему, что позволяет повысить надежность и безопасность управления в целом.
В основу такой архитектуры УСМК предложено положить следующие принципы:
- модульности. Каждый узел системы является единицей обслуживания и ограничения распространения неисправности;
- независимости отказов. Узлы и связи между ними должны быть разработаны так, что отказ одного из узлов никак не должен влиять на работу остальных;
- распределенности. Основные узлы системы должны быть разделены территориально, т.е. не находиться в одном конструктивном элементе (шкафу, стойке и.т.д.) для обеспечения отказов по общей причине;
- универсальности - единые стандарты для аппаратных и программных средств, совместимость программ;
- самонастраиваемости. Программные средства должны определять отказавший узел и исключать его из процесса управления, перераспределив невыполненные задание из этого элемента в другие работающие.
Предложена обобщенная структура многопроцессорной УСМК и обоснованы выражения для расчета общего количества узлов (контроллеров), входящих в ее состав, а также минимально необходимое количество каналов связи и общее количество узлов (контроллеров) нижнего уровня управляющей системы, обеспечивающих прием и выдачу управляющих сигналов на исполнительные механизмы объекта управления.
На основе полученных выражений разработана методика выбора аппаратных средств УСМК, позволяющих минимизировать затраты на ее реализацию при заданном уровне функциональной безопасности.
Вторая глава посвящена разработке метода распределения задач в управляющей системе мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива, позволяющей эффективно и безопасно адаптировать архитектуру УСМК к изменяющимся условиям эксплуатации.
Приведены структуры основных задач, решаемых УСМК, и разработан метод их распределения по ресурсам УСМК. Основная идея метода заключается в том, что в системе отсутствует центральный вычислительный узел, а все работоспособные узлы системы участвуют в распределении задач на основе принципов коллективного принятия решения.
При поступлении на вход системы нового множества задач Z проводится распределение задач в системе путем отыскания узла Пj с минимальной загрузкой (Tjmin ), при этом очередная задача zнk из множества Z поступает в узел Пj. В результате задача zнk исключается из множества Z и получаем новое подмножество Zпk+1 = Zпk \zнk. Далее опять отыскивается узел Пj с минимальным временем решения задач своего подмножества (Tjmin), и очередная задача zнk+1 Zпk+1 поступает в этот узел. Процедура распределения повторяется до тех пор, пока все множество задач Z не получат место в соответствующих узлах системы.
Разработан метод перераспределения задач по узлам УСМК в случае отказа нескольких узлов. Смысл метода заключается в организации специальной итерационной процедуры перераспределения задач по работоспособным узлам УСМК. При этом существенное сокращение вариантов перераспределения задач по ресурсам системы может быть достигнуто, если не перебирать в каждом итерационном шаге все задачи множества Z, а выбрать пару наиболее и наименее загруженных узлов (Tkimax, Tkjmin), где (i = 1, n), (j=1,n), затем из подмножества задач Zi узла Пi выделить некоторую задачу zн Ziк и включить в подмножество Zjк. В результате получается новое подмножество Zjк+1=Zjкzн., где К=0 – начальный цикл итерации, а К+1 – следующий. При этом подмножество задач в узле Пi уменьшается на эту задачу и соответственно уменьшится Tiк+1.= Timaxк - Tiнк+1, а подмножество задач в узле Пj увеличится, следовательно, Tj к+1.= Tjminк + Tjн к+1.
Показано, что использование предложенного метода позволяет сократить число анализируемых вариантов перераспределения задач по узлам УСМК в n2 раз (n - число элементов в системе) по сравнению со способом полного перебора вариантов, что позволяет уменьшить время реакции системы на произошедший отказ ее элемента.
Для реализации предложенных методов разработаны алгоритмы эффективной загрузки и перераспределения заданий по ресурсам системы. Использование этих алгоритмов позволяет эффективно проводить реконфигурацию аппаратных и программных средств многоуровневой, многопроцессорной и многосетевой УСМК в случае сбоев/отказов ее элементов.
Разработан комплект программ моделирования для проведения экспериментов с целью исследования методов и алгоритмов распределения задач по ресурсам многоуровневой, многопроцессорной и многосетевой УСМК. Результаты экспериментов показали правильность и целесообразность разработанных методов, позволяющих увеличить отказоустойчивость и повысить функциональную безопасность УСМК при проведении транспортно-технологических операций с ядерным топливом на АЭС.
Третья глава посвящена проблеме повышения безопасности функционирования мехатронного комплекса после выполнения транспортно-технологических операций с ТВС и проведении контроля уровня установки ТВС в активной зоне реактора. Необходимость такого контроля обусловлено тем, что в процессе эксплуатации реакторов типа ВВЭР- возможно изменение геометрической стабильности ТВС, что может привести к аварии.
В диссертации показано, что основным недостатком существующего метода контроля является наличие механического контакта специального измерительного приспособления с контролируемыми ТВС, что не обеспечивает безусловную целостность ТВС во время проведения контроля.
Поэтому предложен бесконтактный метод контроля уровня установки ТВС в активной зоне реактора с использованием штатной видеокамеры (активный элемент видикон) системы телевизионного контроля мехатронного комплекса. Предложенный метод основан на построении трехмерного объекта по серии изображений, полученных одной телевизионной камерой с разных ракурсов в водной среде в активной зоне реактора.
Метод контроля предусматривает следующую последовательность решения задачи:
1) получение и обработка серии изображений группы из семи ТВС, включающие:
- переход по маршруту для получения очередного изображения;
- проведение ориентирования видеокамеры;
- оценку качества изображения наблюдаемой сцены по гистограмме;
- селекцию фрагментов изображения цилиндров;
- выделение границ верхней поверхности цилиндров;
- аппроксимацию верхней цилиндрической поверхности эллипсом;
2) определение трехмерных координат и уровня установки ТВС;
3) запись результатов измерений уровней и изображений наблюдаемой сцены в базу данных;
4) переход к следующей группе ТВС и повторение действий по пунктам 1)–3).
Метод определения координат верхней плоскости головки ТВС базируется на теории фотограмметрии, позволяющей определять формы, размеры и пространственное положение различных объектов посредством измерения их фотографических изображений.
Для получения информации о пространственном положении группы ТВС используются их фотографическое изображение с двух ракурсов, а также известные данные о расположении эталонной ТВС в пространстве активной зоны реактора (глобальной системе координат ГСК). Для реконструкции трехмерной сцены используются сопряженные точки, выделяемые на внешнем и внутреннем эллипсах, соответствующих наблюдаемым границам верхних поверхностей головок ТВС. Точки определяются автоматически в результате серии геометрических построений на изображении. Для выделения на изображении границ верхних поверхностей головок ТВС используется оконтуривание детектором Кэнни с последующей аппроксимацией пикселей. Далее производится решение основной задачи контроля уровня установки ТВС – определение трехмерных координат сопряженных точек эллипсов головок ТВС в ГСК.
Получены основные математические выражения, необходимые для реализации предложенной процедуры определения разновысотности установки ТВС бесконтактным методом. Исходными данными для определения координат точки в ГСК являются: – угол наклона камеры относительно горизонта;
– угол поворота камеры между двумя ракурсами;
R – радиус поворота камеры;
B – ширина наблюдаемой сцены;
X – разрешение по горизонтали;
Y – разрешение по вертикали;
x – длина фоточувствительной поверхности;
y – высота фоточувствительной поверхности;
u1, v1 – координаты точки на первом изображении в пикселях;
u2, v2 – координаты точки на втором изображении в x пикселях. Вычисления производятся в следующем порядке: h = ;
, где h – масштаб вдоль X y Rx оси ОХ, [mm/pc], w =, где w – масштаб вдоль оси OY, [mm/pc];
f =, где f – Y B cos( ) X Y фокусное расстояние камеры в миллиметрах;
u0 =, v0 =, где u0, v0 – координаты 2 центра изображения в пикселях. Компоненты вектора t сдвига системы координат камеры (СКК) при первом ракурсе относительно глобальной системы координат: tx1 = 0;
ty1 = 0;
R t z1 =, а компоненты вектора сдвига СКК при втором ракурсе относительно ГСК: tx cos( ) R = 0;
ty2 = 0;
t z 2 =. Формируются векторы однородных внутренних координат камер cos( ) на первом и на втором изображениях соответственно: v1 = (u1, v1,1) ;
v 2 = (u2, v2,1). При T T этом матрица, описывающая преобразование СКК в первом ракурсе, совпадает с матрицей, описывающей преобразование системы координат Rn при ее наклоне относительно ГСК на угол : R1 = Rn, а матрица, описывающая преобразование СКК во втором ракурсе, будет равна: R2 = Rn * Rp, где Rp - матрица, описывающая преобразование системы координат при ее повороте относительно ГСК на угол. Векторы смещения между СКК для разных ракурсов относительно ГСК t1 = (tx1,ty1,tz1)T;
t2 = (tx2,ty2,tz2)T. Матрица углов систем камер относительно друг друга: R = R2 * (Rn)Т. Вектор смещения систем камер относительно друг друга: t = t2 – R * t1. М1 и М2 – векторы координат точки в ССК каждой из камер:
M1 = Z ' A 1v1 ;
M 2 = Z " A 1v 2, где Z' и Z'' находятся из следующего выражения:
Z ' v1 A A v1 v1 A T R T A 1 v 2 v1T A T R T T T T Z " = t, v1 A T R T A 1 v 2 v 2T A T T T T v2 A A v где А – матрица внутренних параметров камеры.
Вектора трехмерных координат в ГСК M01 и M02, пересчитываются из каждого вектора трехмерных координат точки в ССК каждой из камер M1 и M2 по формулам M01=(R1)-1*(M1 – t1);
M02 = (R2)-1*(M2 – t2).
Для исследования предложенного метода была разработана программа, использующая реальные изображения, отснятые в период проведения планово предупредительного ремонта на Волгодонской АЭС в 2006 году. Моделирование проводилось с использованием реального изображения группы ТВС в активной зоне реактора. Результат моделирования, представленный в таблице 1, показал, что разница уровня установки ТВС, определенная на основе разработанного метода, составляет не более 2 мм, что укладывается в значение 5 мм, являющееся допустимым диапазоном разницы в уровне установки ТВС в активной зоне реактора.
Таблица Результат моделирования Координата ячейки ТС в Фактический уровень Полученная разница уровня установки активной зоне реактора установки ТВС в ТВС относительно центральной в (мм) активной зоне реактора 10842,0 0, 08- 09-30 10842,7 1, 09-28 10842,0 1, 08-27 10841,8 0, 07-28 10842,0 1, Четвертая глава посвящена разработке аппаратно-программных средств УСМК перегрузки ядерного топлива в реакторе типа ВВЭР-1000, основанных на принципах и методах, разработанных в первом и втором разделах диссертации. Приведены краткое описание разработанной и внедренной управляющей системы мехатронного комплекса на Волгодонской АЭС, а также результаты оценки функциональной безопасности и эффективности ее использования.
На рис. 2 показана архитектура УСМК перегрузки ядерного топлива реактора типа ВВЭР-1000. Система имеет многоуровневую, многопроцессорную и многосетевую организацию, что обеспечивает ее детерминированное поведение, согласующееся с требованиями и характеристиками назначенных функций.
Разработаны аппаратные и программные средства УСМК, в том числе:
- блок формирования управляющих сигналов (БФУС), выполняющий преобразование входных сигналов (сигналов датчиков) в цифровую форму, обеспечивающий прием управляющих сигналов от разных каналов (контроллеров), их сравнение и преобразование в управляющее воздействие на исполнительные механизмы МП;
Рис. 2. Структура УСМК перегрузки ядерного топлива.
- панель индикации (ПИ), которая осуществляет прием и обработку цифровых данных от датчиков углового кода (датчиков положения - энкодеров), а также передачу их в программируемый контроллер;
- программируемый контроллер (ПК), который обеспечивает непосредственное управление механизмами МП в соответствии с алгоритмами работы;
- рабочая станция (РС), которая взаимодействует с ПК с целью обеспечения выполнения программы перегрузки и обеспечивает моделирование в реальном масштабе времени, позволяющее учесть все нелинейные свойства системы и использовать их для повышения надежности и безопасности работы;
- терминал оператора (ТО), который осуществляет взаимодействие с оператором путем организации человеко-машинного интерфейса.
УСМК имеет разделение на две взаимосвязанные подсистемы, которое обеспечивает резервирование и возможность изменения конфигурации. Целью такого разделения является достижение оптимально упрощенного построения аппаратных средств и программного обеспечения, необходимое для обеспечения устойчивости к отказу и поддержания прикладных функций, важных для безопасности.
Независимость физически разделенных каналов предотвращает нежелательное взаимное воздействие подсистем УСМК или взаимодействие с другими системами, которые могут возникнуть из-за отклонений от нормальной работы или отказа какой-либо составной части системы. Нежелательное взаимовлияние может возникнуть в результате таких событий как электромагнитные наводки, пожар, сейсмические воздействия или несанкционированный доступ. Коммуникационная технология обеспечивает необходимую пропускную способность и удовлетворяет требованиям к характеристикам устойчивости системы к сбоям при внешних воздействиях, ошибках и сбоях при передаче данных.
Способность к тестированию обеспечивается аппаратным способом путем наличия связей между компонентами системы на соответствующих уровнях и программным - путем слежения за любыми отклонениями от детерминированного поведения, при этом ошибки и отказы регистрируются в начале их развития с целью поддержания требуемой работоспособности. Человеко-машинный интерфейс обеспечивает минимальный риск ошибки персонала, например, неумышленной ошибки при нажатии на кнопку управления каким-либо приводом.
Многоуровневый, многопроцессорный и многосетевой принципы построения УСМК, а также применение методики выбора структуры аппаратно-программных средств, метода и алгоритмов распределения задач обеспечивает внутреннюю изоляцию, когда отказ не может развиться из-за отсутствия соответствующих путей развития и вследствие разделения ресурсов. Программное обеспечение УСМК проводит в реальном масштабе времени функциональное моделирование, позволяющее учесть все нелинейные свойства системы. В соответствии с разработанной структурой была реализована (рис.3) и внедрена УСМК на энергоблоке №1 Волгодонской АЭС.
Рис. 3. УСМК для Волгодонской АЭС.
Проведенный количественный анализ функциональной безопасности мехатронного комплекса по перегрузке ядерного топлива на энергоблоке №1 Волгодонской АЭС на основе разработанной УСМК показал, что вероятность возникновения отказа при выполнении транспортно-технологических операций с ядерным топливом составляет 8*10-5 на реактор в год, что на 25% ниже, чем у существующих комплексов. Анализ времени проведения транспортно-технологических операций после внедрения управляющей системы показал, что эффективность функционирования мехатронного комплекса возросла в 3 раза, сократив срок проведения операций с ядерным топливом на шесть суток В заключении сформулированы основные результаты, полученные в результате работы над диссертацией.
ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ В диссертационной работе решена актуальная научно-техническая задача по разработке методов и средств повышения эффективности и безопасности функционирования мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива атомного реактора ВВЭР-1000. При этом получены следующие научные и практические результаты:
1) показано, что существующие мехатронные комплексы не удовлетворяют современным требованиям функциональной безопасности и эффективности использования. Чтобы обеспечить безопасность проведения технологических операций с ядерным топливом, сделан вывод о необходимости изменить принципы построения управляющих систем мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива. Показаны необходимость и целесообразность построения управляющей системы с многоуровневой, многопроцессорной и многосетевой архитектурой;
2) разработана методика выбора структуры аппаратных средств управляющей системы мехатронного комплекса. Обоснованы и предложены многоуровневые структуры, позволяющие минимизировать затраты на аппаратные средства при заданном уровне функциональной безопасности;
3) разработаны метод и алгоритмы распределения задач по ресурсам управляющей системы, позволяющие в отличие от известных обеспечить перераспределение ресурсов УСМК в случае отказа узлов системы за приемлемое время, обеспечивая, тем самым, безопасное выполнение основных функциональных задач мехатронного комплекса;
4) проведены экспериментальные исследования метода и алгоритмов распределения задач по ресурсам управляющей системы на разработанном комплекте моделирующих программ. Результаты экспериментов показали правильность и целесообразность разработанных метода и алгоритмов. Выигрыш времени на поиск оптимального варианта распределения по предложенным методам в сравнении с известными составляет n2 раз и более, при этом качество (равномерность) загрузки в среднем не ухудшается;
5) впервые разработан бесконтактный метод контроля уровня установки головок ТВС, основанный на использовании штатной телевизионной видеокамеры системы телевизионного контроля мехатронного комплекса, что обеспечивает безусловную целостность ТВС и повышает безопасность функционирования АСЭ в целом. Метод основан на реконструкции трехмерной сцены по серии фотографических изображений активной зоны, полученных с помощью штатной видеокамеры системы телевизионного контроля мехатронного комплекса;
6) разработаны аппаратно-программные средства УСМК перегрузки ядерного топлива реактора типа ВВЭР-1000 на основе предложенных в диссертации методик и алгоритмов, что увеличивает надежность и безопасность функционирования мехатронного комплекса на 25%, повышает эффективность его функционирования в три раза за счет продолжения процесса перегрузки ядерного топлива в случае единичных сбоев и отказов аппаратно-программных средств УСМК, сокращая срок проведения транспортно технологических операций с ядерным топливом на шесть суток, что дает экономический эффект в 16 млн. руб. в год.
Внедрение результатов диссертации подтверждается актами внедрения филиала ФГУП концерн «Росэнергоатом» «Волгодонская атомная станция» № 37-41/216 от 19 июля 2007 г. (г. Волгодонск) и ОАО «Атоммашэкспорт» № 07-504-1323 от 16 ноября 2007 г.
ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ 1. Каляев И.А., Коробкин В.В., Малахов И.В., Мельник Э.В. Отказоустойчивый управляющий вычислительный комплекс машины перегрузочной атомного реактора типа ВВЭР // Мехатроника, автоматизация, управление. - Москва, 2003. - №3. - С. 34 – 37.
2. Коробкин В.В., Левин И.И., Чернов Е.И. Об одном подходе к проблеме повышения надежности управляющего вычислительного комплекса с использованием технологии МВС-ПА //Мехатроника, автоматизация, управление. - Москва, 2003. - №3. - С. 40 – 43.
3. Коватев С.В., Коробкин В.В., Якубенко И.А. Отказоустойчивый управляющий вычислительный комплекс перегрузочной машины атомного реактора типа ВВЭР // Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки.
«Проблемы теплоэнергетики». - Новочеркасск, 2005. - С.115-122.
4. Коватев С.В., Коробкин В.В., Якубенко И.А. Модернизация системы управления перегрузочной машины / Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион.
Технические науки, 2006. - № 16. - С.20-23.
5. Коробкин В.В., Макеев В.В., Поваров В.П., Лебедев О.В. Система бесконтактного определения разновысотности головок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора //Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки, 2006. - № 16. - С.37-41.
6. Каляев И.А., Коробкин В.В., Кухаренко А.П., Макеев В.В., Поваров В.П., Румянцев К.Е. // Инновационные разработки ЮНЦ РАН в области создания систем управления для атомной энергетики «Инновации», 2006. - № 10. - С. 65-68.
7. Коробкин В.В. Применение ПЛИС при разработке элементной базы аппаратуры различного назначения / Наука – производству. – Москва, 1999. - №11. - С.40-44.
8. Коробкин В.В. Логико-динамическая модель работы модернизированной машины перегрузочной с учетом воздействия внешних факторов /Сб. тез. Научной сессии МИФИ – 2002. – М.: Изд-во МИФИ, 2002. - С.303.
9. Коробкин В.В. Компьютерная сеть с распределенным потоком задач // Первая ежегодная научная конференция студентов и аспирантов базовых кафедр ЮНЦ РАН.
Материалы молодежной конференции. - Ростов-на-Дону: Изд-во ЮНЦ РАН, 2005. - С.234 236.
10. Коробкин В.В. Верификация проектов на ПЛИС // Материалы Международной научной конференции «Интеллектуальные и многопроцессорные системы-2003». Таганрог: Издательство ТРТУ, 2005. - Том 1. - С.282- 285.
11.Коробкин В.В., Мельник Э.В., Гайдук А.Р. Система определения местоположения полярного крана // Патент на полезную модель. № 52004 от 10.03.2006 г.
12.Коробкин В.В., Перчиц А.Н. Блок формирования управляющих сигналов // Патент на полезную модель. № 53030 от 27.04.2006 г.
13.Мельник Э.В., Блуишвили И.В., Пуха И.С., Погорелов К.В., Перчиц А.Н., Коробкин В.В., Васильев А.В., Семенистый С.А. Программные средства программно технических средств системы управления машины перегрузочной ядерного топлива на АЭС//Свидетельство об официальной регистрации программ на ЭВМ. №2006610351 от 20.01.2006 г.
ЛР № 020565 от 23 июня 1997 г. Подписано к печати 19.11.2007 г.
Формат 60х84 1/16. Бумага офсетная. Печать офсетная.
Усл. п.л. – 2,0. Уч. – изд.л. – 1,8.
Заказ № 271. Тираж 120 экз.
_ ГСП 17А, Таганрог, 28, Некрасовский, 44.
Типография Технологического института Южного федерального университета в г. Таганроге