Страница 8: ДСТУ IEC 62385:2015. Атомні електростанції. Інформаційні та керувальні системи, важливі для безпеки. Методи оцінювання робочих характеристик вимірювальних каналів системи безпеки (61830)

D.3.4 Метод аналізування шумів

Метод аналізування шумів можна застосовувати для визначення погіршення часу реагування термоперетворювача опору (див. опис цього методу в додатку С). Перевага методу аналізування шумів полягає в тому, що він не потребує вилучення термоперетворювача опору з роботи під час випробовування, й одночасно можна випробувати багато термоперетворювачів опору. Якщо ме­тодом аналізування шумів виявлено, що в термоперетворювачі опору настало погіршення часу реагування, треба застосовувати метод РЗКТ для вимірювання його часу реагування для оцінення ступеня погіршення та визначення того, чи відповідає термоперетворювач опору вимогам до часу реагування.

D.4 Випробування часу реагування термопар

Час реагування термопар вимірюють у лабораторії за процедурою вимірювання часу реа­гування термоперетворювачів опору (тобто, випробування із зануренням у воду кімнатної тем­ператури, що тече зі швидкістю 1 м/с). Для натурного випробування часу реагування термопар застосовують метод РЗКТ або метод аналізування шумів. Випробування РЗКТ для термопар потребує іншого комплекту випробувального устатковання, ніж термоперетворювачі опору. Зо­крема час реагування термопар випробовують методом РЗКТ із використанням змінного струму в межах (0,2—0,6) А. Це набагато більший струм, ніж використовують під час випробовування РЗКТ для термоперетворювачів опору. Причиною використання змінного струму у випробуваннях РЗКТ термопар є ефект Пельтье. І причина для використання набагато більшого струму полягає в тому, що опір термопар розподілено вздовж їхніх сполучних дротів, на противагу термоперетворювачів опору, опір яких сконцентровано в їхньому робочому кінчику. Оскільки струм РЗКТ нагріває весь дріт термопари, є небезпека, що нагрівання може вплинути на подовжувальні дроти термопари та герметичність. Тому на станціях, де наявні проблеми щодо нагрівання дротів термопар, вимірюван­ня часу реагування виконують методом аналізування шумів. Метод аналізування шумів виконують на термопарах у такий спосіб, як для давачів тиску, описаних раніше в цьому стандарті.

БІБЛІОГРАФІЯ

1. NUREG/CR-5560:1990 Aging of Nuclear Plant Resistance Temperature Detectors, U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

2. NUREG/CR-5851:1993 Long Term Performance and Aging Characteristics of Nuclear Plant Pressure Transmitters, U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

3. NUREG/CR-6343:1995 Online Testing of Calibration of Process Instrumentation Channels in Nuclear Power Plants, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

4. NUREG/CR-5501:1998 Advanced Instrumentation and Maintenance Technologies for Nuclear Power Plants, U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C.

5. TR-104965-R1 NRC SER:2000 On-Line Monitoring of Instrument Channel Performance, Electric Power Research Institute (EPRI), Palo Alto, CA, USA.

6. TECDOC-1147:2000 Management of Aging of l&C Equipment in Nuclear Power Plants, Inter­national Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, June 2000.

7. H. M. Hashemian, l&C Aging Management Standards, 13^th Annual Joint ISA POWID/EPRI Control and Instrumentation Conference, Williamsburg, Virginia, June 15-20, 2003.

8. TECDOC-1402, Management of Life Cycle and Aging at Nuclear Power Plants, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, August 2004.

Sensor Performance and Reliability, book published by Instrumentation, Systems, and Automation Society (ISA), 2005.НАЦІОНАЛЬНЕ ПОЯСНЕННЯ

1. NUREG/CR-5560:1990 Старіння давачів температури опору АЕС. Комісія з ядерного регу­лювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

2. NUREG/CR-5851:1993 Довгострокова робота й характеристики старіння давачів тиску АЕС. Комісія з ядерного регулювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

З NUREG/CR-6343:1995 Натурні випробування калібрування каналів контрольно-вимірю­вальної апаратури АЕС. Комісія з ядерного регулювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

4. NUREG/CR-5501:1998 Передові технології контрольно-вимірювальної апаратури й обслу­говування для АЕС. Комісія з ядерного регулювання США, Вашингтон, округ Колумбія.

5. TR-104965-R1 NRC SER:2000 Натурні контролювання робочих характеристик каналу конт­рольно-вимірювальної апаратури, НДІ Електроенергії (EPRI), Пало-Альто, Каліфорнія, США.

6. TECDOC-1147:200, Контролювання старіння контрольно-вимірювальної апаратури АЕС, МАГАТЕ, Відень 15—20 червня 2003 року.

7. X. М. Хашеміан, І&С Старіння стандартів керування, 13-й щорічна спільна ISA POWID/ Control EPRI та приладова конференції, Вільямсбург, штат Вірджинія, червень 15-20, 2003.

8. TECDOC-1402 Контролювання життєвого циклу та старіння АЕС, МАГАТЕ, Відень, Австрія, серпень 2004 року.

9. Робочі характеристики та надійність давача, книга, видана Співтовариством із приладів, систем та автоматизації (ISA), 2005.

Код УКНД 27.120.20

Ключові слова: атомна станція; контролювання, важливі для безпеки; вимірювальний канал системи безпеки; робочі характеристики; час реагування; температура; тиск; рівень рідини; витрати й густина нейтронного потоку.