2.8. Компьютерная безопасность

В настоящее время компьютерные системы управления энергоблока АЭС связаны сетями с системой станции, а через нее с системами вышестоящего уровня – диспетчерами электросетей, концерном «Росэнергоатом» через выделенные каналы связи. Однако отмечается [10], что в январе 2003 г. компьютерный червь проник в компьютерную сеть АЭС в штате Огайо (США) и вывел систему контроля безопасности на 5 ч, несмотря на то, что, по мнению персонала, система была надежно защищена. К счастью, АЭС в это время не работала и реальная опасность не возникла. Специалисты в области измерений компьютерной безопасности считают, что главную опасность представляют не террористы, а компьютерные вирусы.

Для предотвращения подобных инцидентов рекомендуется [10]:

1. выделить специалиста, занимающегося вопросами компьютерной безопасности и отвечающего за них;

2. провести ревизию существующих мер компьютерной безопасности и принять соответствующие меры, провести анализ риска для более полной идентификации слабых мест;

3. осуществить программу управления компьютерной безопасностью, интегрировав ее в системы управления безопасностью.

Для более эффективного управления этим процессом Министерство энергетики США планирует создать Национальный стенд для испытаний компьютерных систем.

3. Особенности асу тп реакторов других типов

Эти особенности определяются в основном конструкциями реакторов в также некоторыми другими факторами. Здесь будут рассмотрены еще два типа реакторов, действующих на территории России.

Реактор РБМК. АЭС с реакторами этого типа имеют ряд особенностей, отражающихся на АСУ ТП.

1. Канальная конструкция реакторов этого типа позволяет производить непосредственные измерения расхода и температуры теплоносителя в каждом технологическом канале, количество которых достигает 2000. Для измерения расхода используются шариковые расходомеры. В результате на этом реакторе необходимо контролировать в несколько раз больше параметров, чем на реакторе ВВЭР. Кроме температуры и расхода в каждом канале контролируется мощность, запас до кризиса теплообмена и т.д. Общее количество аналоговых сигналов достигает 7 тыс., дискретных – 4 тыс.

2. Существенно более жесткие требования к контролю пространственного распределения энерговыделения в активной зоне. Это связано с особенностями канальных реакторов, в частности, с динамическими характеристиками активной зоны.

3. Замедлителем нейтронов является графит, срок службы которых совпадает со сроком службы реактора, т.к. он не подлежит замене во время эксплуатации реактора. Имеются ограничения на максимальную температуру графита, чтобы не допустить его загорания. Поэтому имеется достаточно развитая система измерения этой температуры. Кроме того, производятся обширные измерения Других узлов и оборудования (см. табл. 2).

4. У этого реактора нет подсистемы с названием СВРК. Аналогичные функции исполняет подсистема с названием «Система контроля, управления и диагностики» (СКУД). В рамках СКУД имеется система ВРК, функции которой практически совпадают с функцией СВРК реакторов типа ВВЭР.

АСУ ТП реакторов этого типа подверглись наиболее глубокой модернизации по сравнению с реакторами других типов в связи с Чернобыльской аварией, которая выявила недостатки существовавшей АСУ.

В последнее время был разработан комплекс управляющих систем, структура которых показана на рис. 10. Этот комплекс интегрировал в себе последние достижения по преобразователям параметров, исполнительным механизмам, аппаратуре, программному обеспечению и т.д. Его основой является комплексная система контроля, управления и защиты (КСУКЗ).

Главной особенностью КСКУЗ является реализация детерминистических принципов безопасности:

• две независимые системы остановки реактора;

• два независимых комплекта аппаратуры обработки информации и выработки аварийных и управляющих сигналов с тремя каналами в каждом комплекте;

• принцип разнообразия в исполнении комплектов аппаратуры и системах остановки;

• разделение цепей формирования аварийных сигналов и цепей управления (в аппаратуре и приводах);

• объединение функций остановки реактора по нейтронным и теплотехническим параметрам;

• разнесенность комплексов аппаратуры по различным помещениям АЭС;

• автоматическая самодиагностика аппаратуры аварийной защиты, наличие автономной системы отображения и протоколирования информации, устойчивость структуры системы и комплекса технических средств к прогнозируемым изменениям норм и правил.

Рис. 10. Комплекс управляющих систем реактора РБМК

В состав КСКУЗ входят две системы остановки реактора, каждая со своим набором исполнительных механизмов, два комплекта аппаратуры контроля и преобразования сигналов от датчиков и логической обработки всей совокупности информации по заданным алгоритмам (каждый комплект со своим набором датчиков), аппаратура внекомплектной части.

Аппаратура внекомплектной части предназначена для выполнения многочисленных функций нормальной эксплуатации, прежде всего, управления стержнями СУЗ в ручном режиме с пульта оператора и в режиме автоматического регулирования мощности.

Система УСБ-Т разработана с применением принципов и программно-технических средств, аналогичных средствам КСКУЗ.

Система бесперебойного электроснабжения имеет следующие показатели: автономное электроснабжение нагрузки от аккумуляторов более 1 ч, синхронное автоматическое включение резервного электропитания за время менее 4 мс.

Таблица 2

Перечень точек температурного контроля реактора РБМК

№	Местоположение	Количество	Интервал, ^оС
1	Графит	17 каналов (всего 85 термопар)	До 800
2	Верхние тракты каналов	56	200-300
3	Верхняя плита схемы «Е»		До 300
4	Нижняя плита схемы «Е»		До 300
5	Засыпка схемы «Е»		До 350
6	Катковая опора		До 200
7	Компенсаторы		До 300
8	Нижние тракты каналов		200-300
9	Ребро		300, 200
10	Верхняя плита схемы «ОР»		До 350
11	Нижняя плита схемы «ОР»		До 300
12	Балка		До 270
13	Опора		До 270
14	Кожух		До 350
15	Засыпка в схеме «ОР»		До 350
16	Вода на выходе из каналов СУЗ	6	До 100
17	Дренаж из каналов СУЗ	126	100-250
18	Вода на выходе из КОО	156	До 100
19	Вода схемы «Л»	16	До 100
20	Газовая смесь в импульсных трубках системы КЦТК	2044	До 100
21	ТВЭЛ	16 каналов (всего 64 термопары)	До 600
22	Сервопривод СУЗ	223	До 60
23	Бетон в помещении НВК		До 65
24	Вода во всасывающем колене ГЦН	4	До 260
КОО – канал охлаждения отражателя, КЦТК – контроль целостности технологических каналов

Модернизация системы обработки данных позволила резко повысить оперативность и объем контроля информации: период контроля индивидуальных аналоговых и дискретных параметров снижен с 10 до 1 с, поканального расхода воды с 60 до 2 с, температурных параметров с 60 до 10 с. Значительно расширены объем контроля – в 2 раза и глубина архивирования информации – с 30 мин до 30 сут.

Модернизированы рабочие места операторов на блочном и резервном щитах управления.

Указанные системы и оборудование внедрены на блоках Курской и Ленинградской АЭС.

Реактор БН. Как известно – это единственный в мире действующий быстрый энергетический реактор БН-600 с охлаждением активной зоны расплавленным натрием.

Его особенности заключаются в следующем.

1. Как и реакторы типа ВВЭР, этот реактор имеет баковую конструкцию. Контроль температуры в активной зоне ведется с помощью преобразователей температуры градуировки ХА, расположенных, как и в реакторе ВВЭР, в надзонном пространстве над головками тепловыделяющих сборок твэл. Однако их количество существенно ниже, чем в реакторе типа ВВЭР, и составляет 22 шт.

2. Так же, как и в реакторе ВВЭР, отсутствуют штатные устройства для непосредственного измерения расхода натрия. Расход оценивается по перепаду давления на насосе и скорости вращения вала центробежного насоса.

Отметим, что при проектировании действующего в настоящее время реактора БН-600 аббревиатура АСУ ТП не использовалась. Хотя системы обеспечения безопасности, подобные тем, которые описаны выше для других типов реакторов, на этом реакторе имеются.

3. Особенности натрия как металла представляют уникальные возможности по созданию практически безынерционных средств измерения температуры с помощью термопар «натрий-сталь». Экспериментальные устройства с такими термопарами применялись для исследования переходных режимов работы реактора БН-600. Такие термопары предусмотрены в зарубежных проектах экспериментальных быстрых реакторов с натриевым охлаждением. На натриевом теплоносителе могут быть созданы электромагнитные расходомеры, отличающиеся простотой конструкции и обслуживания, удовлетворительной точностью. Они практически безынерционны. Из-за отсутствия устройств для их градуировки они не используются в качестве штатных реакторных средств измерения расхода натрия. Однако экспериментальные образцы этих расходомеров использовались на экспериментальном натриевом реакторе БОР-60 и на реакторе БН-600.

4. Важной особенностью этих реакторов является присутствие эффективной системы контроля течи воды из третьего водяного контура во второй натриевый.

Реакторы БАТЭЦ. Это канальные графитовые реакторы, подобные РБМК. Но из-за существенно меньшей мощности система внутриреакторного контроля у них заметно упрощена.