Обоснование диагностики внутриреакторного контроля ВВЭР на основе анализа достоверности измерений тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Семенихин Александр Васильевич

• Семенихин Александр Васильевич
• кандидат наук
• 2018

Оглавление диссертации кандидат наук Семенихин Александр Васильевич

Введение

Глава 1. Контроль достоверности СВРК. Обзор предшествующих работ и постановка задачи

1.1. Системы ВРК ВВЭР

1.2. Датчики СВРК

1.3. Контроль достоверности значений параметров в АСУ ТП

1.4. Проверки достоверности сигналов в СВРК

1.5. Автоматизация проверок СВРК

1.6. Выводы и задачи диссертационного исследования

Глава 2. Методы проверки достоверности в системе диагностики

2.1. Методический подход к автоматизации проверок СВРК

2.2. Проверка достоверности показаний общетехнологических параметров в системе диагностики

2.3. Расчет погрешности канала контроля

2.4. Сравнение значения параметра с режимным значением

2.5. Расчет погрешности параллельных каналов контроля

2.6. Диагностика токов ДПЗ

Выводы по главе

Глава 3. Температурный контроль и контроль мощности РУ

3.1. Диагностика температурного контроля теплоносителя первого контура в горячем состоянии

3.2. Тарировка датчиков температурного контроля теплоносителя первого контура

3.3. Диагностика температурного контроля теплоносителя первого контура на мощности

3.4. Проверка расчета мощности РУ

3.5. Расчет статистических величин

Выводы по главе

Глава 4. Методы определения режимов и состояний, пригодных для функционирования системы диагностики в автоматическом режиме

4.1. Состояния РУ, пригодные для проверок

4.2. Алгоритм распознавания состояния РУ

4.3. Алгоритм определения стабильного режима

Выводы по главе

Глава 5. Разработка системы диагностики СВРК

5.1. Разработка программного обеспечения «Диагностика СВРК»

5.2. Структура программного обеспечения диагностики

5.3. Экспериментальное обоснование работы алгоритмов определения состояния РУ

5.4. Экспериментальное обоснование алгоритмов определения достоверности каналов контроля

5.5. Результаты опробования системы диагностики

Выводы по главе

Заключение

Список использованных источников

Приложение. Техническое решение о подключении к аппаратно-программному измерительному комплексу АПИК блоков №1 и №2 НВАЭС-2 компьютеров системы диагностики информации СВРК

Перечень принятых сокращений и обозначений

АЗ Аварийная защита

АКНП Аппаратура контроля нейтронного потока

АРМ Автоматизированное рабочее место

АЦП Аналогово-цифровой преобразователь

АЭС Атомная электрическая станция

БПА Блок преобразования аналоговый

ВВЭР Водоводяной энергетический реактор

ВК Вычислительный комплекс

ВРШД Внутриреакторная шумовая диагностика

ВХР Водно-химический режим

ГЦНА Главный циркуляционный насосный агрегат

ГЦТ Главный циркуляционный трубопровод

ДПЗ Детектор прямого заряда

ЛВС Локальная вычислительная сеть

МНК Метод наименьших квадратов

МКУ Минимально-контролируемый уровень

КНИТ Канал нейтронный измерений и тепловых

НВАЭС-2 Нововоронежская атомная стация-2

ОР Орган регулирования

ОЯБ Отдел ядерной безопасности

ПГ Парогенератор

ПЗ Предупредительная защита

ПТК-З Программно-технический комплекс защит

ПТК-ИУ Программно-технический комплекс информационно-

управляющий

РУ Реакторная установка

СВБУ Система верхнеблочного уровня

СВО-5 Специальная водоочистка-5

СВРД Сборка внутриреакторных детекторов

4

СВРК Система внутриреакторного контроля

СК-НУ Станция контроля нижнего уровня

СКО Среднеквадратичное отклонение

СКУД Система контроля управления и диагностики

ССДИ Станция системного дежурного инженера

СУЗ Система управления и защит

ТВС Тепловыделяющая сборка

ТП Термопара

ТС Термометр сопротивления

DNBR Запас до кризиса теплообмена

Ql Линейное энерговыделение

КЫном Номинальный уровень мощности

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование диагностики внутриреакторного контроля ВВЭР на основе анализа достоверности измерений»

Введение

На современных АЭС с ВВЭР одной из основных систем, обеспечивающих контроль условий эксплуатации ядерного топлива, а также важнейших параметров, связанных как с безопасностью, так и с экономичностью эксплуатации реакторной установки в целом является система внутриреакторного контроля [1-5]. Надежность выполнения СВРК важнейших эксплуатационных задач во многом зависит от достоверности входной информации, поэтому диагностика состояния и контроль достоверности показаний измерительных каналов является одной из важнейших штатных функций первичной обработки в СВРК.

В соответствии с нормативными требованиями к системам нормальной эксплуатации важным для безопасности [6] при эксплуатации энергоблока проводятся периодические регламентные проверки и испытания СВРК с расширенным анализом показаний каналов контроля СВРК, сложность и громоздкость которого определяется как большим количеством каналов контроля, входящих в современную СВРК (порядка одной тысячи штук), так и используемым методам проверки показаний на достоверность, включающем ряд «ручных» операций. При этом очевидно, что в период между регламентными проверками и испытаниями имеется вероятность функционирования системы с неявными и развивающимися дефектами, которые не выявляются штатными функциями диагностики. Именно поэтому в настоящее время фактически уже определены требования к использованию на АЭС технологий диагностики в режиме реального времени (OLM) для технического обслуживания систем контроля и управления [7, 8]. Исходя из этого, ведутся работы и предлагаются разные способы и методы реализации технологий OLM на АЭС [9], в том числе и для СВРК на АЭС с ВВЭР [10].

Одной из главных функций СВРК является расчет средневзвешенной

мощности РУ [11,12], знание которой необходимо оперативному персоналу

для управления реактором. В последних проектах СВРК появилась функция

выдачи сигналов аварийной защиты по локальным параметрам активной

6

зоны [13,14]. Сигналы АЗ выдаются СВРК при уменьшении запаса до кризиса теплообмена (DNBR) меньше допустимой величины, а также при превышении уставки по линейному энерговыделению ^1). Для выдачи сигналов аварийной защиты используются датчики энерговыделения в активной зоне и датчики, необходимые для расчета расхода теплоносителя через активную зону реактора.

Как расчет достоверной средневзвешенной мощности РУ, так и расчет достоверных запасов до достижения уставок срабатывания аварийной защиты в СВРК возможен при достоверных показаниях датчиков. В случае использования недостоверных показаний при расчете мощности РУ возможно получение ошибочного значения мощности. В случае завышенной мощности РУ относительно действительной получим недовыработку электроэнергии из-за ограничений на значение средневзвешенной мощности РУ, указанное в регламенте безопасной эксплуатации энергоблока [15]. В случае ошибочной заниженной мощности РУ получим небезопасную эксплуатацию топлива ввиду возможных превышений допустимых пределов его эксплуатации. В случае использования недостоверных показаний датчиков при расчете запасов до уставок срабатывания защит возможно либо ложное срабатывание сигналов ПЗ/АЗ, либо пропуск их срабатывания при формировании действительных превышений допустимых пределов, что грозит ядерной аварией. В этих условиях задача проверки достоверности показаний датчиков СВРК приобретает особую важность.

Необходимость проверки достоверности показаний датчиков СВРК установлена в регламенте проверок и испытаний систем и оборудования энергоблока [16]. До настоящего времени проверки проводились путем анализа показаний датчиков СВРК «ручным» способом, включавшим следующие операции:

- определялось состояние, в котором находится реакторная установка: в горячем или на мощности, а если на мощности, то уровень мощности;

- оценивалась стабильность текущего режима, необходимая для корректного расчета средних значений и СКО. Стабильность оценивалась по таким признакам, как скорости изменения температуры первого контура и мощности реакторной установки, тенденция изменения аксиального офсета;

- копировались данные из СВРК на персональный компьютер длительностью около получаса. На интервале стабильного режима производился расчет средних значений измеряемых величин, определялись СКО и доля выбросов показаний;

- проводилась проверка соответствия полученных значений текущему состоянию реакторной установки путем сравнения со значениями, характерными для данного режима работы РУ.

Сложность и громоздкость «ручной» проверки достоверности усугубляется большим количеством датчиков, входящих в современную СВРК (порядка одной тысячи) [17,18].

В соответствии с регламентом [16] такие проверки проводятся периодически один раз в месяц. Однако в связи с появлением в современных СВРК функции по формированию и выдаче сигналов ПЗ и АЗ требования к функционированию СВРК ужесточились. Согласно регламенту безопасной эксплуатации [15] при отказе нижнего уровня СВРК, отвечающего за формирование сигналов ПЗ и АЗ, первоначально для устранения отказа отводится 2 часа, и если по истечении этого срока устранить проблему не удалось, то необходимо снижение мощности РУ до 60% Кном, а если и после 2-х суток устранить проблему не удалось, то необходим перевод РУ в горячее состояние.

Своевременное устранение дефектов, приводящих к недостоверным показаниям каналов контроля, позволяет не допустить возникновения ситуаций, накладывающих ограничение на уровень мощности вплоть до перевода энергоблока в горячее состояние. Таким образом, ввиду важности своевременного выявления недостоверных показаний и обеспечения запаса

времени, необходимого для устранения соответствующих дефектов, следует стремиться к реализации функционирования системы диагностики СВРК в режиме реального времени.

Стоит также отметить, что средствами самой СВРК проводится анализ показаний датчиков и их отбраковка в случае обнаружения обрыва линии связи или же слишком быстрых изменений. Алгоритм отбраковки быстрых изменений основан на сравнении текущего показания с предыдущим и в случае, если изменение «значительно», то текущее значение получает признак «недостоверно». Для каждого измеряемого параметра «значительное» изменение задается константой в базе данных, например для перепада давления на ГЦНА изменение считается «значительным» при величине, составляющей 10% от шкалы. Однако такая отбраковка не позволяет выявлять недостоверные показания, которые могут существовать при исправной линии связи и если показания датчика изменяются с допустимой скоростью.

С целью снижения трудозатрат персонала, обеспечения надежности и своевременности проверок достоверности данных СВРК необходимо создать и реализовать методы автоматической проверки с помощью системы диагностики информационно-измерительных каналов СВРК, функционирующей в режиме реального времени и включающей алгоритмы для автоматического определения состояния реакторной установки, для поиска подходящего временного интервала со стабильным режимом РУ, а также алгоритмы функционирования автоматических проверок.

Система диагностики должна обнаруживать действительно недостоверные показания, а достоверные показания не должны признаваться недостоверными. Другими словами необходимо, чтобы вероятность ложных диагностических решений стремилась к нулю.

Объектом исследования данной работы является система внутриреакторного контроля, установленная на современных АЭС с ВВЭР.

Предметом исследования данной работы являются реализованные в системе диагностики СВРК методы:

— автоматического выбора состояния реакторной установки;

— автоматического определения стабильного режима РУ;

— проверки достоверности показаний общетехнологических параметров;

— проверки достоверности показаний датчиков температурного контроля теплоносителя первого контура;

— проверки достоверности показаний датчиков прямого заряда (ДПЗ);

— проверки расчета средневзвешенной мощности РУ.

Целью диссертационной работы является решение актуальной научно-технической задачи разработки методики и системы автоматического контроля и диагностики достоверности информации СВРК с целью повышения надежности и безопасности функционирования АЭС, что имеет существенное значение для атомной отрасли.

Актуальность работы обусловлена необходимостью внедрения методов автоматического контроля достоверности информации СВРК в связи с повышением требований к системе внутриреакторного контроля, как системе, обеспечивающей выдачу сигналов предупредительной и аварийной защит реактора.

Научная новизна:

1. Предложен метод распознавания состояния РУ, в зависимости от которого определяются группы каналов контроля, подлежащие проверке.

2. Предложен метод определения условно стабильного режима РУ, пригодного для статистической обработки показаний каналов контроля. Сформирована группа параметров, достаточных для определения стабильности РУ.

3. Разработан методический подход к автоматизации проверок СВРК на основе разработанного автором специального программного обеспечения, включающий использование предложенного автором набора констант.

4. Предложен алгоритм по определению достоверности показаний канала контроля, включающий процедуры, в которых используются разработанные методы:

- метод сравнения с режимным значением, в котором учтена зависимость нижнего и верхнего режимных значений от мощности;

- метод оценки допустимого отклонения показаний в группах параллельных каналов контроля с использованием медианного значения. Показано, что величина погрешности медианного значения, определенного таким методом, существенно меньше погрешности среднего значения, что повышает надежность оценки достоверности канала контроля.

5. Предложен метод проверки каналов контроля энерговыделения с помощью ДПЗ, в котором учитываются зависимости показаний от обогащения, распределения по высоте и уровня мощности РУ. Предложено выражение, учитывающее эти зависимости.

6. Предложен метод изменения весов в расчете средневзвешенной мощности РУ на основании проведения теплового баланса на разных уровнях мощности, с учетом недостоверности показаний отдельных способов расчета тепловой мощности на определенных уровнях мощности.

7. Предложен метод диагностики температурного контроля теплоносителя первого контура на мощности с учетом наличия расслоения теплоносителя по температуре в горячих нитках ГЦТ.

8. Разработано программное обеспечение системы диагностики СВРК в режиме реального времени, включающее в себя вышеперечисленные методы.

Практическая значимость исследований.

1. Разработанные методы и алгоритмы для автоматической проверки достоверности СВРК доведены до конечного программного продукта, готового к использованию в системе диагностики СВРК.

2. Создана, реализована и верифицирована на вновь введенном в эксплуатацию блоке №6 Нововоронежской АЭС система диагностики СВРК в режиме реального времени.

3. При верификации системы диагностики показана возможность выявления недостоверных каналов контроля СВРК. Обнаружение и выведение из обработки на верхнем уровне СВРК недостоверных каналов СВРК позволило исключить ошибки расчета мощности РУ.

4. Разработанная система диагностики СВРК готова для внедрения ее на других энергоблоках АЭС с ВВЭР.

На защиту выносится:

1. Методика автоматизированной диагностики достоверности СВРК.

2. Разработка и создание системы диагностики СВРК в режиме реального времени, включая разработку программного обеспечения и натурное экспериментальное обоснование системы на действующей АЭС.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы докладывались и обсуждались на следующих международных конференциях:

5-я Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности на АЭС с ВВЭР", г. Подольск, ОКБ "Гидропресс", июнь 2007 г.,

6-я Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности на АЭС с ВВЭР", г. Подольск, ОКБ "Гидропресс", 26-29 мая 2009 г.,

1-я Международная научно-техническая конференция «Ввод АЭС в эксплуатацию», г. Москва, ОАО «Атомтехэнерго», апрель 2011 г.,

2-я Международная научно-техническая конференция «Ввод АЭС в эксплуатацию», г. Москва, ОАО «Атомтехэнерго», апрель 2012 г.,

8-я Международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики», г. Москва. Концерн «Росэнергоатом», май 2012 г.,

8-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, ОКБ "Гидропресс", май 2013 г.,

Международная научно-практическая конференция по атомной энергетике «Безопасность, эффективность, ресурс АЭС с ВВЭР», г. Севастополь, октябрь 2013 г.,

24-й симпозиум ЛЕЯ по физике и безопасности реакторов ВВЭР, г. Сочи, октябрь 2014 г.,

25-й симпозиум ЛЕЯ по физике и безопасности реакторов ВВЭР, г. Балатонгерок, Венгрия, октябрь 2015 г.,

26-й симпозиум ЛЕЯ по физике и безопасности реакторов ВВЭР, г. Хельсинки, Финляндия, октябрь 2016 г.,

9-я международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики» г. Москва, Концерн «Росэнергоатом», май 2014 г,

10-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» г. Подольск, АО ОКБ «Гидропресс», май 2017 г.,

а также на различных семинарах, совещаниях и заседаниях НТС в:

АО «Концерн «Росэнергоатом»

АО «Атомтехэнерго»;

РНЦ "Курчатовский Институт";

АО ОКБ "Гидропресс";

АО "ВНИИАЭС";

различных АЭС в России.

Основные результаты работы опубликованы в 23-х печатных работах, в

том числе 6-ми публикациях в ведущих рецензируемых научно-технических

журналах и 2-х свидетельствах о государственной регистрации программ, а

также в ряде отчетов о работах при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС

13

с РУ ВВЭР-1000, в программах и методиках испытаний СВРК при вводе в эксплуатацию блоков №№2,3 Ростовской АЭС, блока №4 Калининской АЭС, блоков №5 (после модернизации) и №6 Нововоронежской АЭС.

Личный вклад автора в полученные результаты.

Исследования, представленные в настоящей диссертации, выполнены лично соискателем в процессе научно-исследовательской и практической деятельности. В работы, выполненные в соавторстве, автор внес определяющий вклад в части, относящейся к теме диссертации.

Глава 1. Контроль достоверности СВРК. Обзор предшествующих работ и постановка задачи

1.1. Системы ВРК ВВЭР

Становление и развитие систем внутриреакторного контроля (СВРК) неразрывно связано с ростом требований надежного контроля распределения энерговыделения в активной зоне [19-20]. В свою очередь это требование определялось увеличением удельных нагрузок и геометрических размеров активных зон для повышения единичной мощности реакторов и роста их конкурентоспособности в секторе промышленного производства электрической энергии [12-26]. Рост удельных нагрузок вынуждает до минимума сокращать запасы между текущими и максимально допустимыми значениями основных параметров, характеризующих теплотехническую надежность АЭС. При этом для реакторов с водяным теплоносителем, т.е. и для ВВЭР, существует угроза возникновения кризисных явлений в процессе теплосъема.

Характеристики и структуры комплексов технических средств разных поколений СВРК зависели от соответствующего для конкретного периода состояния измерительной и вычислительной техники [27-28].

1.1.1. СВРК первого поколения (прототипы СВРК)

Для первых промышленных реакторов непременным условием безопасности эксплуатации считалось оснащение всех ТВС средствами для определения мощности теплотехническими средствами, как наиболее развитыми на тот период. Таким образом, можно сказать, что СВРК первого поколения или точнее прототипы СВРК, как правило, представляли собой массовые прямые теплотехнические измерения для определения мощностей и относительных мощностей ТВС без широкого использования специальной измерительной и вычислительной аппаратуры для автоматизации и обеспечения оперативности контроля [24]. Данные системы обладали

15

существенными недостатками: инерционностью, ограниченностью диапазона измерения, отсутствием возможности контроля объемного распределения энерговыделения в активной зоне. Последний недостаток начал частично компенсироваться применением сборок ДПЗ в нескольких ТВС и периодическими специальными измерениями энерговыделения с помощью активационных детекторов.

Так, в конце 60-х - начале 70-х годов прошлого века для первых ВВЭР-440 в СНИИП была разработана активационная система контроля распределения нейтронного потока по высоте и радиусу активной зоны РПН2-04. В этой системе контроль осуществлялся путем активации в вертикальных каналах стальной проволоки, содержащей марганец, при непрерывном контроле плотности потока нейтронов в каждом из этих каналов с помощью ДПЗ-1п [25]. Общее число таких каналов контроля было равно 12. Во внутриреакторном контроле нейтронного потока в реакторах типа ВВЭР использовались только сборки ДПЗ с эмиттерами из различных материалов. Например, для ВВЭР-440 первых проектов использовали ДПЗ-1М с родиевым эмиттером и ДПЗ-4п с ванадиевым эмиттером. Число родиевых ДПЗ варьировалось от 4 до 7, число ванадиевых - от 1 до 2. Всего в реакторе устанавливалось 12 сборок описанного типа. Сигналы от ДПЗ, а также от термопар, размещенных в активной зоне, регистрировались аппаратурой СПН2-01.

1.1.2. СВРК второго поколения

Полноценные СВРК, т.е. автономно управляемые специализированные

комплексы программно-технических средств разных модификаций (с

особенностями для конкретных реакторов), начали включать в проекты

серийных энергоблоков (В-213) с реакторами ВВЭР-440 и в первые проекты

ВВЭР-1000 (В-187, В-302, В-338) с конца 70-х годов прошлого века [26,27]. В

это время разработчиками и изготовителями (ИАЭ им. И.В. Курчатова,

СНИИП, Приборный завод "Тензор") на основе магистрального канала связи

16

ВЕКТОР-КАМАК, получившего широкое распространение в СССР и за рубежом, была создана унифицированная электронная аппаратура СВРК-01 "Гиндукуш". Эта аппаратура позволяла (с учетом конкретных проектов реакторов типа ВВЭР и дальнейшей их модернизации) изменять технические характеристики и программы путем добавления новых или замены старых устройств без изменения структуры системы в целом. Кроме этого, данная аппаратура обеспечивала возможность работы системы в автономном режиме, т.е. без внешней ЭВМ, хотя это и ограничивало частично функциональные возможности.

В качестве внешней ЭВМ для вычислительного комплекса СВРК, обеспечивающего полное восстановление поля энерговыделения в объеме активной зоны и расширяющего другие функциональные возможности, была использована ЭВМ типа СМ-2М. Выбор типа внешней ЭВМ для СВРК определялся ориентацией на технические средства линии СМ2, принятые для блочных информационно-вычислительных комплексов всех АЭС с ВВЭР-1000. Функционирование вычислительного комплекса СВРК обеспечивалось внешним математическим программным обеспечением, которое для серийных ВВЭР-1000 получило название "Хортица".

Таким образом, можно сказать, что наибольшее развитие данные системы получили для проектов серийных энергоблоков (В-320) с реакторами ВВЭР-1000. Расширение функций СВРК, а также увеличение номенклатуры и количества сигналов датчиков, установленных на серийных реакторах ВВЭР-1000, потребовало введения в состав аппаратуры СВРК дополнительного оборудования и соответствующей модернизации программного обеспечения. С другой стороны, быстрое развитие микроэлектроники, появление новых микросхем большой интеграции, в том числе микропроцессорных, позволяло провести модернизацию ряда основных блоков аппаратуры, существенно повысив ее технические характеристики и надежность. Учитывая эти факторы, в 1983-1985 гг. была

проведена модернизация аппаратуры СВРК-01. На многих энергоблоках данные системы работают и по настоящее время.

1.1.3. СВРК нового поколения

Современные СВРК нового поколения вобрали в себя все положительные характеристики СВРК предыдущих поколений и построены на базе последних достижений в сфере программно-технических средств и информационных технологий. СВРК нового поколения вошли в новые проекты энергоблоков с ВВЭР-1000 повышенной безопасности (В-428, В-446, В-412), а также в проекты АЭС-2006 с реакторами ВВЭР-1200, которые сооружаются на новых площадках Нововоронежской и Ленинградской АЭС.

Состав современной СВРК можно описать на примере структурной схемы СВРК блока №6 Нововоронежской АЭС, приведенной на рисунке 1. 1 [29]. Так как СВРК выдает сигналы аварийной защиты, то в ее составе имеется 2 комплекта по 3 стойки ПТК-З, что позволяет иметь двукратное резервирование и реализовать мажоритарную логику (2 из 3-х) выдачи сигналов защит. Также в ее составе имеется 2 стойки ПТК-ИУ, предназначенные для реализации информационно-управляющих функций.

В состав СВРК входят: локальная сеть нижнего уровня, предназначенная для обмена информацией между стойками комплекта ПТК-З; клеммные шкафы, обеспечивающие ввод сигнальных кабелей от датчиков СВРК в ПТК-З; клеммный шкаф для размножения сигналов, поступающих в ПТК-ИУ; станция контроля нижнего уровня (СК-НУ), предназначенная для поддержки эксплуатации ПТК-НУ; сервисная станция дежурного инженера (ССДИ), предназначенная для выполнения сервисных функций ВК СВРК.

Для контроля и управления СВРК в ее составе имеется пульт СК-НУ и

пульт ССДИ. Кроме того в состав СВРК входят 2 стойки ПТК-ВРШД,

предназначенного для предварительной обработки переменных (шумовых)

составляющих сигналов ДПЗ, вычислительный комплекс (ВК) ВРШД. Для

осуществления связи между устройствами верхнего уровня используется

18

дублированная локальная сеть СВРК типа Ethernet с сетевыми устройствами (включая шкафы кроссовые оптические для коммутации цифровой информации). Также в состав входят 2 стойки вычислительного комплекса (ВК) СВРК с сетевыми устройствами. Для связи с внешними системами используются 2 шлюза связи с ЛВС СВБУ (коммутаторы СБ) и АРМ комплекта электрооборудования СУЗ/СКУД. Кроме того, в состав СВРК входит ВК ВХР с пультом, имеющий связь с рабочим местом ВХР (рабочее место персонала химического цеха), предназначенный для контроля химических параметров технологического процесса первого контура.

Рисунок 1.1. Структурная схема СВРК блока №6 Нововоронежской АЭС

Общими принципиальными характеристиками СВРК нового поколения [29,30] являются:

- существенное расширение количества обрабатываемой цифровой и аналоговой информации за счет подключения большого объема новых

каналов контроля, обмена информацией с другими блочными системами и наличие подсистемы контроля и управления для обеспечения комплексного анализа текущего состояния и прогнозирования развития процессов в активной зоне реактора и РУ в целом;

- повышение быстродействия за счет применения более совершенных функциональных блоков обработки сигналов и специального программного обеспечения для устранения эффектов запаздывания;

- повышение точности за счет использования как первичных преобразователей, так и измерительной аппаратуры более высокого класса точности, а также усовершенствованных алгоритмов обработки;

- повышение надежности за счет выполнения аппаратуры в соответствии с требованиями, предъявляемыми к системам защиты, применения надежных операционных систем и введения развитых процедур самодиагностики;

- расширение функциональных возможностей, включая защитные и управляющие функции;

- более совершенные системы архивации и представления оперативной информации на устройствах отображения информации;

- интеграция СВРК в общеблочные АСУ ТП или СКУ.

1.2. Датчики СВРК

Состав и особенности датчиков СВРК приведены на примере СВРК блока №6 Нововоронежской АЭС. Эта СВРК имеет следующие датчики [31]:

- Датчики прямого заряда (ДПЗ), установленные в сборках внутриреакторных детекторов (СВРД) по 7 штук в каждой, равномерно распределенные по высоте и по сечению активной зоны. Поскольку СВРД имеется в количестве 54 штуки, обеспечивается контроль энерговыделения в 378 точках активной зоны реактора.

— Термопары (ТП) на входе в активную зону (50 штук) и на выходе из активной зоны в 2 слоя (ТП-1А и ТП-1Б) по 50 штук.

— Термометры сопротивления (ТС), расположенные в холодных и горячих нитках ГЦТ, равномерно распределенные по сечению трубопровода 2*4*6 штук.

— Датчики для расчета расхода через петли ГЦК: перепад давления на ГЦНА 4*6 штук, мощность ГЦНА 4*6 штук, частота питания ГЦНА 4*6 штук.

— Датчики для расчета мощности по параметрам второго контура, такие как расход питательной воды в ПГ (4 шт.), давление питательной воды в ПГ (4 шт.), температура питательной воды (4 шт.), расход продувки ПГ и т.д.

Картограмма размещения СВРД для блока №6 НВАЭС приведена на рисунке 1.2.

Рисунок 1.2. Картограмма активной зоны блока №6 НВАЭС с номерами СВРД

Расположение СВРД выбирается таким образом, чтобы в каждой орбите симметрии находился хотя бы один СВРД. В каждой орбите симметрии может быть от одной до четырех СВРД. Это условие выполняется для всех ТВС, кроме центральной. В центральной ТВС отсутствует СВРД. В каждом СВРД установлено по 7 ДПЗ, равномерно распределенных по высоте (рис. 1.3). Однако на практике высота установки каждого СВРД имеет различное значение. Величина смещения варьируется от минус 5 до 45 мм. Эта техническая особенность вынуждает учитывать в расчетах различные смещения. Таким образом обеспечивается контроль энерговыделения по объему всей активной зоны.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Семенихин Александр Васильевич, 2018 год

Список использованных источников

1. Брагин В.А., Батенин И.В., Голованов М.Н. и др. Системы

внутриреакторного контроля АЭС с ВВЭР. - М.: Энергоатомиздат, 1987, -128 с.

2. ГОСТ 26635-85. Реакторы ядерные электрические с водой под давлением. Общие требования к СВРК. - М.: Госстандарт СССР, 1985 -9 с.

3. АЭС-2006 Нововоронежская АЭС-2 Технический проект АСУ ТП Описание комплекса технических средств Том 14 Книга 1. Описание комплекса технических средств СКУД.

4. Митин В.И., Калинушкин А.Е., Голованов М.Н., Филатов А.П. Основные решения по модернизированной системе внутриреакторного контроля реакторов ВВЭР-1000. // Измерения, важные для безопасности реакторов: Тр. 6-го собр. Междунар. симпоз., Москва, 20-22 ноября 2007 г. - М.: ОАО "Инкор», - ISBN 978-5-91450-013-6.

5. Быков А.В. Реализация концепции модернизации СВРК ВВЭР-1000 АЭС Украины на базе ПО "КРУИЗ" // Измерения, важные для безопасности реакторов: Тр. 6-го собр. Междунар. симпозиума, - Москва, 20-22 ноября 2007 г. - М.: ОАО "Инкор", 2007.

6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (НП-001-15). Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору. М. 2015, 74 с.

7. IAEA Nuclear Energy Series. No. NP-T-1.1. On-line monitoring for improving performance of Nuclear Power Plants. Part 1: Instrument channel monitoring. IAEA, Vienna, 2008, 122 p.

8. IAEA Nuclear Energy Series. No.NP-T-1.2. On-line monitoring for improving performance of Nuclear Power Plants. Part 2: Process and component condition monitoring and diagnostics. IAEA, Vienna, 2008, 82 p.

9. Хашемиан Х.М. Техническое обслуживание измерительных устройств на атомных электростанциях. М.: Издательство БИНОМ, 2012, 350 с.

10. Алыев Р.В. Распознавание состояния активной зоны и анализ достоверности информации системы внутриреакторного контроля при эксплуатации топливных загрузок ВВЭР-1000. Автореф. дис. канд. техн. наук. Обнинск, 2013, 22 с.

11. Mitin V.I., Alekseev A.N., Golovanov M.N. et al. Advanced in-core monitoring system for high-power reactors. 16-th Symposium of AER on VVER reactor physics and reactor safety. Slovakia, Bratislava, 25 sept.-29 sept. 2006 -Trnava: VUJE, a.s., Trnava, 2006

12. Kuzil A.C., Padun S.P., Bourian V.I. Development of in-core monitoring system for VVER. 10-th Symposium on VVER reactor physics and reactor safety. Seprember 18-22, 2000, Moscow, Russia.

13. Некоторые оценки работы защитных функций СВРК при вводе в эксплуатацию энергоблоков №1 и №2 Тяньваньской АЭС // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: Мат. 6-й междунар. науч.-тех. конф., Москва, 21-23 мая 2008 г. - М.: ФГУП концерн "Росэнергоатом", 2008, с.629-632.

14. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Оценка работы защитных функций СВРК при вводе в эксплуатацию Тяньваньской АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 23. Реакторные установки с ВВЭР. -Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс", ФГУП НИКИЭТ, 2008. - с. 62-69.

15. NW2O.E.534.1 .&&&&&&.&&&&&.000.KB.0001. Рабочий технологический регламент безопасной эксплуатации блока №1 Нововоронежской АЭС-2.

16. Регламент проверок и испытаний систем и оборудования энергоблока №1 Нововоронежской АЭС-2. Р-00002. Версия .1

17. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В., Мусихин А.М. Построение системы диагностики состояния информационно-измерительных каналов СВРК АЭС с ВВЭР в режиме реального времени. Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики». Тезисы докладов. Москва. Концерн «Росэнергоатом», 2014г., с. 90.

18. Система контроля, управления и диагностики РУ В-320. Система внутриреакторного контроля. Общее описание системы. Ростовская АЭС. Блок №3. 08624243.501310.030.ПД. М.: НИЦ «Курчатовский институт». Институт атомных станций, 2013, - 229 с.

19. Шальман М.П., Плютинский В.И. Контроль и управление на атомных электростанциях. - М.: Энергия, 1979, - 272 с.

20. Программа функционирования аппаратуры СВРК-01 для реакторов ВВЭР-1000. Техническое задание. №1.5-001 ПР.- М.: п/я В-2502, 1981, - 38 с.

21. Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б., Мохов В.А. Реакторная установка для АЭС-2006: Состояние на сегодня и ближайшее завтра // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 5-й междунар. науч.-техн. конф., Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г. - Подольск: ФГУП ОКБ "Гидропресс", 2007

22. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Подшибякин А.К. и др. О новых проектах реакторных установок ВВЭР на современном этапе развития атомной энергетики // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 6-й междунар. науч.-техн. конф., Подольск, 26 мая - 29 мая 2009 г. - Подольск: ОАО ОКБ "Гидропресс", 2009

23. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский А.С., Осадчий А.И. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность. - М.: Энергоатомиздат, 1990, - 264 с.

24. Шикалов В.Ф. Внутриреакторный контроль на АЭС С ВВЭР. Сб. История атомной энергетики Советского Союза и России. Выпуск 2. История ВВЭР. Под ред. В. А. Сидоренко. М.: ИздАТ, 2009, - 432 с.

25. Митин В.И. Система внутриреакторного контроля (от АЭС "Ловииза" к ВВЭР-1000). Сб. История атомной энергетики Советского Союза и России. Выпуск 2. История ВВЭР. Под ред. В.А. Сидоренко. М.: ИздАТ, 2009, - 432 с.

26. Ю.В. Саунин, А.В. Семенихин. Становление и развитие систем внутриреакторного контроля для АЭС с ВВЭР. Международная научно-техническая конференция «Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом». Сборник тезисов. Нововоронеж, 2014, с. 34.

27. Мительман М.Г., Дубовский Б.Г., Любченко В.Ф., Розенблюм Н.Д. Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения. М.: Атомиздат, 1977, - 152 с.

28. Система контроля, управления и диагностики. Система внутриреакторного контроля. РУ ВВЭР.1200. Техническое задание на создание. 2006.с.131.&.0ША&&.1ВВ&&.022.МВ, 2009 г.

29. Система контроля, управления и диагностики РУ В-320. Система внутриреакторного контроля. Руководство пользователя. Руководство сопровождающего физика. Ростовская АЭС. Блок №3. 08624243.501310.030.И3.01. М.: НИЦ «Курчатовский институт». Институт атомных станций, 2013, 98 с.

30. ^2<Э.В.120.&.&&&&&&.02&&&.070.СА.0001. Пояснительная записка. Технический проект АСУ ТП. Том 2. Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками № 1 и № 2. ОАО "Атомэнергопроект", 2009 г.

31. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Опыт контроля температуры теплоносителя первого контура на входе в ТВС при вводе в эксплуатацию блока №1 Тяньваньской АЭС. // Измерения, важные для

безопасности реакторов: Тр. 6-го собр. Междунар. симпоз., Москва, 20-22 ноябрь 2007 г. - М.: ОАО "Инкор», - ISBN 978-5-91450-013-6.

32. Ю.В. Саунин, А.Н. Добротворский, А.В. Семенихин. Альтернативная методика расчета расхода теплоносителя в петле при выбеге ГЦН. Научно-техническая конференция «Ввод АЭС в эксплуатацию». Сборник докладов конференции на CD. Москва. ОАО «Атомтехэнерго», 2011.

33. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В., Бордей Б.Н. и др. Отчет о комплексных испытаниях системы внутриреакторного контроля при вводе в эксплуатацию энергоблока №3 Калининской АЭС. №237. -Нововоронеж: ФГУДП "Фирма Атомтехэнерго", 2007, - 155 с.

34. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Некоторые оценки влияния распределений температуры теплоносителя на выходе из активной зоны на его стратификацию в горячих нитках РУ с ВВЭР-1000. 2-я международная научно-техническая конференция «Ввод АЭС в эксплуатацию». Сборник тезисов. Москва. ОАО «Атомтехэнерго», 2012, с. 72-73.

35. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Экспериментальная оценка некоторых факторов, определяющих стратификацию теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура РУ с ВВЭР-1000. Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики». Пленарные и секционные доклады. Москва. Концерн «Росэнергоатом», 2012г., с. 579-585.

36. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Исследование факторов, определяющих температурную стратификацию теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура РУ с ВВЭР-1000. 8-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник тезисов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2013, с. 84-85.

37. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В., Кулиш Г.В., Абдуллаев А.М. Сравнительный анализ расчетных и экспериментальных

120

данных об объемном распределении температуры теплоносителя в горячих нитках 1-го контура РУ с ВВЭР-1000. Безопасность, эффективность, ресурс. АЭС с ВВЭР: Сборник тезисов 8-й международной научно-технической конференции по атомной энергетике, Украина, Севастополь, 2013 г., с. 9.

38. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Необходимость и практика использования расчетных нейтронно-физических и теплогидравлических кодов при выполнении физических и динамических испытаний. 3-я международная научно-техническая конференция «Ввод АЭС в эксплуатацию». Сборник тезисов. Москва. ОАО «Атомтехэнерго», 2014, с. 11-12.

39. 2006.В.132.&.0Ш1А&&.ЖА&&.021.СА.0007 392М.06.16 ПЗ Пояснительная записка. Сборка тепловыделяющая ядерного реактора. АЭС-2006. Нововоронежская АЭС-2. 50 л.

40. Отчет № ^20.Т.189.1.0Ш1А&&.ДВВ&&.092.Нг.0013 Проверка СВРК в части контроля температуры теплоносителя 1 контура на уровнях мощности 50, 75, 90 и 100°%№ом. Энергоблок № 1 Нововоронежской АЭС-2, 2017 г.

41. ПКЕМ.468157.001-14РЭ. Устройство информационно-измерительное. УИ-174Р14. Руководство по эксплуатации. 2011 г.

42. ГОСТ 34.603-92. Информационная технология. Виды испытаний автоматизированных систем" (утв. Постановлением Госстандарта СССР от 17.02.1992 N 161).

43. РД153-34.1-35.127-2002. Общие технические требования к ПТК для АСУТП тепловых электростанций.

44. В. Е. Захарченко Контроль достоверности значений параметров в АСУТП. 2015 г.

45. Форрестер Дж. Мировая динамика. М.: Наука, 1978.

46. Х.М. Хашемиан. Датчики технологических процессов. Характеристики и методы повышения надежности, Бином. Москва. 2008 г.

47. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Филькель Б.Н. Системы диагностирования ВВЭР. Атомэнергоиздат. Москва. 2010 г.

48. Г.В. Аркадов, А.Н. Калинин, В.И. Павелко и др. Программно-технический комплекс системы виброшумовой диагностики ВВЭР. М. Энергоатомиздат, 2004г.

49. Павелко В.И. Локальные системы диагностирования ВВЭР. Семинар московского центра Всемирной ассоциации организаций, эксплуатирующих атомные электростанции, Хмельницкая АЭС, Украина, 31 января - 3 февраля 2006 г.

50. С.А. Морозов, С.Н. Ковтун, П.А. Дворников и др. Разработка системы влажностного контроля течи водяного теплоносителя (СКТВ). Ядерная энергетика. 208 №2. с. 30-35.

51. С.А. Морозов, С.Н. Ковтун, А.А. Бударин и др. Разработка системы акустического контроля течей. Атомная энергия. 2007. Т.103 №6.

52. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Исследование температуры теплоносителя на входе в активную зону на примере реактора Тяньваньской АЭС (Китай) // Атомная энергия. - 2007. - Т.103. - Вып. 2. (август). с. 93-98.

53. NW2O.B.133.&.&&&&&&.0804&.070.CJ.0001 Технический проект АСУ ТП Описание алгоритмов (проектные процедуры) Том 8 Книга 4.

54. Саунин Ю.В., Цыганова С.В., Шаршов Е Н. и др. Программа "ТК" для обработки результатов испытаний системы контроля температуры теплоносителя первого контура. Руководство оператора. - Нововоронеж: Министерство энергетики и электрификации СССР, ПО "Атомэнергоналадка", 1987, - 62 с.

55. Саунин Ю.В., Боев И.А., Жерехов В.Д. и др. Описание программы "ТКГОЕ№'. - Нововоронеж: Министерство энергетики и электрификации СССР, ПО "Атомэнергоналадка", 1987, - 33 с.

56. Саунин Ю.В., Боев И.А., Жерехов В.Д. и др. Описание программы "ENIDEN". - Нововоронеж: Министерство энергетики и электрификации СССР, ПО "Атомэнергоналадка", 1987, - 37 с.

57. Цыганова С.В., Саунин Ю.В., Боев И.А. и др. Описание программы "DIST3", предназначенной для определения высотного распределения энерговыделения в ТВС со сборками ДПЗ и определения энерговыделения в активной зоне реактора ВВЭР-1000. - Нововоронеж: Министерство энергетики и электрификации СССР, ПО "Атомэнергоналадка", 1988, - 55 с.

58. Прикладное программное обеспечение ВРШД. Описание алгоритмов. РНЦ Курчатовский институт. 2010 г.

59. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Разработка и применение специализированного программного обеспечения при проведении комплексных испытаний системы внутриреакторного контроля реакторов ВВЭР // Тяжелое машиностроение. - 2008. - ноябрь 11 - с. 18-22.

60. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Специализированное программное обеспечение для проведения комплексных испытаний системы внутриреакторного контроля реакторов ВВЭР // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 6-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 26 мая -29 мая 2009 г., с. 105. - Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс".

61. Семенихин А.В., Добротворский А.Н., Саунин Ю.В. Термополе -программа расчета температурного поля на входе в активную зону реактора типа ВВЭР. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2008613982. Федеральная служба Российской Федерации по интеллектуальной собственности, патентам и товарным знакам.

62. Семенихин А.В. Dynamics 4.1- Программа для построения и анализа графиков. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2014613720. Федеральная служба Российской Федерации по интеллектуальной собственности, патентам и товарным знакам.

63. NW2P.B.120.&.040101.0102&.021.CA.0001 Проект. Раздел 4 Технологические решения. Тепломеханические решения. Основные здания и сооружения. Том 1. Пояснительная записка. Книга 2. 2007.

64. НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. Москва 2007.

65. УДК 621.311.25:621.039:621.181.61. Разработка методик комплексных испытаний систем внутриреакторного контроля ВВЭР. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Саунин Ю.В. 2010 г.

66. Кормен, Томас Х., Лейзерсон, Чальз И., Ривест Рональ Л., Штайн, Клиффорд. Алгоритмы. Построение и анализ. 2-е издание. М. Издательский дом «Вильямс», 2005г.

67. Зажигаев Л. Си др. Методы планирования и обработки результатов физического эксперимента, 1978г.

68. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Оптимизация испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: Мат. 6-й междунар. науч.-тех. конф., Москва, 21-23 мая 2008 г. - М.: ФГУП концерн "Росэнергоатом", 2008, с. 625-628.

69. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Оптимизация проверки реального соответствия координат датчиков температуры и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в СВРК // Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 23. Реакторные установки с ВВЭР. -Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс", ФГУП НИКИЭТ, 2008. - с. 41-47.

70. ПКЕМ.468157.001-14РЭ. Устройство информационно-измерительное. УИ-174Р14. Руководство по эксплуатации. 2011 г.

71. РД ЭО 0515-2004. Нормы точности измерений основных теплотехнических величин для атомных электрических станций с водя-водяными энергетическими реакторами ВВЭР-1000.

72. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Сравнительный анализ перемешивания потоков теплоносителя в корпусе реактора по результатам натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков Тяньваньской АЭС // 6-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник тезисов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2009, с. 60-61.

73. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н. Семенихин А.В., Тарасов М.В., Вдовюк В.В., Смирнов С.Е., Ковель А.И., Калинушкин А.Е., Семченков Ю.М. Исследование температуры теплоносителя на входе в активную зону при вводе в эксплуатацию энергоблока №2 Ростовской АЭС. 7-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник тезисов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2011, с. 50.

74. Ю.В. Саунин, А.Н. Добротворский, А.В. Семенихин. Результаты испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону при вводе в эксплуатацию энергоблока №2 Ростовской АЭС. Научно-техническая конференция «Ввод АЭС в эксплуатацию». Сборник докладов на CD. Москва. ОАО «Атомтехэнерго», 2011.

75. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Опыт проведения и обобщение результатов испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону на энергоблоках с ВВЭР-1000. 2-я международная научно-техническая конференция «Ввод АЭС в эксплуатацию». Сборник тезисов. Москва. ОАО «Атомтехэнерго», 2012, с. 72-73.

76. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Исследование температурных полей теплоносителя на входе в активную зону и его

перемешивания в корпусе реактора по результатам испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков с ВВЭР-1000. Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики». Пленарные и секционные доклады. Москва. Концерн «Росэнергоатом», 2012г., с. 571-578.

77. Сертифицированный набор программ для вычислений свойств воды/водяного пара, газов и смесей газов "WaterSteamPro"™, Московский энергетический институт (технический университет), 1999 - 2005. Версия 6.0.

78. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Экспериментальная оценка некоторых факторов, определяющих стратификацию теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура РУ с ВВЭР-1000. Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики». Пленарные и секционные доклады. Москва. Концерн «Росэнергоатом», 2012г., с. 579-585.

79. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Исследование факторов, определяющих температурную стратификацию теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура РУ с ВВЭР-1000. 8-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник тезисов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2013, с. 84-85.

80. Saunin Yu., Dobrotvorski A., Semenikhin A., Ryasny S., Kulish G., Abdullaev A. «Numerical and experimental investigation of 3D coolant temperature distribution in the hot legs of primary circuit of reactor plant with WWER-1000». 24th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Sochi, Russia, October 14-18, 2014, book of abstracts, p. 41.

81. Saunin Yu., Dobrotvorski A., Semenikhin A., Ryasny S., Kulish G., Abdullaev A.: Numerical and experimental investigation of 3D coolant temperature distribution in the hot legs of primary circuit of reactor plant with WWER-1000. Kerntechnik 80 (2015) 4; page 366 - 372, DOI 10.3139/124.110511.

82. Saunin Yu., Dobrotvorski A., Semenikhin A., Ryasny S., Saakov E. «Methodology for determining of the weighted mean coolant temperature in the primary circuit hot legs of WWER-1000 reactor plants». 25th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Balatongyorok, Hungary, October 13 -16, 2015, book of abstracts, p. 16-17.

83. Saunin Yu., Dobrotvorski A., Semenikhin A., Ryasny S., Saakov E.: Methodology for determining of the weighted mean coolant temperature in the primary circuit hot legs of WWER-1000 reactor plants. Kerntechnik 81 (2016) 4; page 387-393, DOI 10.3139/124.110710.

84. Iu. Saunin, A. Dobrotvorski, A. Semenikhin, A. Korolev, S. Ryasnyy. «The verification results of Methodology for determining the weighted mean coolant temperature in the primary circuit hot legs of WWER-1000 reactor plants». 26th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Helsinki, Finland, 10 -14 October, 2016, book of abstracts, p. 32.

85. Yu. V. Saunin, A. N. Dobrotvorski, A. V. Semenikhin, A. S. Korolev and S. I. Ryasny. Verification results of methodology for determining the weighted mean coolant temperature in the primary circuit hot legs of WWER-1000 reactor plants. Kerntechnik .Vol. 82 №4. sept (2017).; page 436-445. DOI 10.3139/124.110825.

86. NW2P.B.120.&.040101.0101&.021.CA.0001. Нововоронежская АЭС-2 с энергоблоками № 1 и № 2. Проект. Раздел 4 Технологические решения. 4.1 Тепломеханические решения. 4.1.1 Основные здания и сооружения. Том 1 Пояснительная записка. Книга 1. 2007.

87. Использование комплекса программ ATHLET/BIPR-VVER для моделирования эффектов перемешивания теплоносителя в корпусе реактора. С.П. Никонов, М.П. Лизоркин, А.В. Коцарев. РНЦ КИ, Москва. K. Velkov, S. Langenbuch, GRS mbH, Garching, Germany. 2007.

88. Оценка влияния внутрикорпусных характеристик реактора ВВЭР-1000 на точность расчета теплогидравлических параметров. С.П. Никонов, А.В. Журбенко, Ю.М. Семченков РНЦ КИ, Москва, Россия, 2011 г.

127

89. Отчет № NW20.T.189.1.0UJA&&.JBB&&.092.HZ.0013 Проверка СВРК в части контроля температуры теплоносителя 1 контура на уровнях мощности 50, 75, 90 и 100%№ом. Энергоблок № 1 Нововоронежской АЭС-2, 2017 г.

90. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В., Рясный С.И., Воронков И.А. Возможности оперативных оценок весовых коэффициентов средневзвешенной тепловой мощности реакторов ВВЭР // 6-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник тезисов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2009, с. 60.

91. Отчет № NW20.T.189.1.0UJA&&.J&&&&.073.HZ.0006 о выполнении ПНР «Определение теплового баланса реакторной установки по 1 и 2 контурам на уровнях мощности 50, 75, 90 и 100°%№ом». Энергоблок № 1 Нововоронежской АЭС-2. 2017.

92. NW20.T.189.1.0UJA&&.JBB&&.092.PA.0016 Проверка СВРК в части контроля мощности реактора на уровнях 50, 75, 90 и 100°%№ом. Программа и методика испытаний. Нововоронежская АЭС-2. Блок №1. 2015.

93. А.В. Семенихин, Ю.В. Саунин, М.М. Жук «Опробование системы диагностики информации СВРК на блоке №1 НВАЭС-2». Десятая международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Тезисы докладов. Подольск. АО ОКБ «Гидропресс», 2017г., с. 98.

94. А.В. Семенихин, Ю.В. Саунин, М.М. Жук. Опробование системы диагностики входной информации СВРК на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС-2 // Известия вузов. Ядерная энергетика. № 3, 2017, с. 88-95.

95. Баженова Ю.И. Delphi 7. Самоучитель программиста. М. 2003 г.

96. Архангельский А.Я. Программирование в Delphi 7. M. Бином, 2003 г.

Приложение.

Техническое решение о подключении к аппаратно-программному измерительному комплексу АПИК блоков №1 и №2 НВАЭС-2 компьютеров системы диагностики информации СВРК

А

«юс млажкп

НОВОВОРОНЕЖСКАЯ АЭС

А«ционермое общество «Российский юицери по производству эле«тр»*«ескай л тепловой энергии на атакиых станциях» (АО «Ксмиврн Росэнергоатом»)

Филиал АО -Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежскля атомная станция» (Нововоронежская АЭС)

аз. /ему * /л?

в® -

УТВИРЖД/Ж)

?пер

1.И. Федоров «¿?2» 'О _2017г.

ТЕХНИЧЕСКОЕ РЕШЕНИЕ № У^А&У' - £. _

\2О.Е.058.&.0ШЛ&&.С>Х&&.092.МС.0002

о подключении к аппаратно-профаммному измерительному комплексу АПИК

блоков №1 и №2 НВАЭС-2 компьютеров системы диагностики информации СВРК

Проектом СКУД на энергоблоках №1, 2 НВАЭС-2 предусмотрен аппаратно-программный измерительный комплекс (АПИК). Данная аппаратура необходима для проведения физических испытаний перед очередной топливной кампанией. Всё остальное время он находится в выключенном состоянии. АПИК функционирует в собственной локальной подсети и имеет класс безопасности 4Н по НП 001-15. Однако, для корректной работы АПИК в него передаётся практически весь массив данных от внутриреакторных и внереакторных датчиков, а также расчётные величины о состоянии активной зоны реактора.

Объём данных поступающий в рабочее место АПИК (РМ АПИК) достаточен для организации рабочих мест компьютеров системы диагностики информации СВРК (КСД-1, -2). В связи с тем, что система внутриреакторного контроля (СВРК) служит для контроля состояния активной зоны и выдает сигналы аварийной зашиты по локальным внутриреакторным параметрам, выявление недостоверных показаний каналов контроля имеет большое значение для безопасности. В регламенте безопасной эксплуатации энергоблока вводятся ограничения по мощности на работу РУ или даже переводе в безопасное состояние при наличии определенных недостоверных показаний каналов контроля. По этой причине своевременное выявление недостоверных показаний и их устранение повышает безопасность и экономичность эксплуатации ядерного топлива. Для этих целей служит система диагностики информации СВРК, которая обнаруживает недостоверные показания каналов контроля СВРК и информирует об этом эксплуатационный персонал ОЯБ.

С целью повышения качества инженерно-физического сопровождения СВРК блоков №1 и 2 НВАЭС-2 персоналом ОЯБ предлагается использовать компьютер системы диагностики информации СВРК.

Подключение компьютера системы диагностики СВРК осуществляется посредс твом выделенной линии к собственной локальной подсети РМ АПИК (см. Приложение 1). Подключение КСД через РМ АПИК позволяет организовать обмен информацией в объеме, достаточном для работы персонала ОЯЬ. При этом зашита локальной сети СКУД от несанкционированного доступа обеспечивается соответствующими аппаратно-программными средствами РМ АПИК (оборудованием 4 класса по классификации «Общих положений обеспечения эксплуатации атомных станций» НП-001-15) и использованием имеющегося на них выделенного сетевого интерфейса (выделенной оптической линии связи). Передача данных осуществляется через предоставленную НИЦ «Курчатовский институт» (разработчик СВРК) динамически подключаемую библиотеку libicis.dll, обеспечивающую безопасное обращение к РМ АПИК и не оказывающую влияние на функционирование СВРК. Размещение компьютера системы диагностики осуществляется в здании 011ГУС (административное здание) в помещении ОЯБ 011ГУС13К014, где организованы удаленные рабочие места контролирующею физика (УРМ КФ).

2

По результатам предварительной оценки планируемые мероприятия не снижают ядерную и радиационную безопасность.

Необходимость изменения УДЛ: нет

Источник финансирования; не требуется.

С учетом вышеизложенного РЕШИЛИ:

1. Подключить к АПИК блока №1 НВАЭС-2 компьютер системы диагностики (КСД-1), размещенный в помещении ОЯБ 01UYC13R014. Аналогичную доработку выполнить на блоке №2 НВАЭС-2, для чего:

1.1. Для организации 2-х КСД использовать персональные компьютеры (ПК, 2 шт.) с рекомендуемыми параметрами: процессор Intel Core ¡5, ОЗУ 8 Гб, HDD 500 Гб, видеокарта NVidia, Ethernet 100/1000.

1.2. Для обеспечения работы прикладного ПО СВРК на данные ПК установить операционную систему семейства Windows.

Отв.: нач. ОЯЬ, Срок - 4 кв. 2017г.

2. Подключить посредством выделенной линии КСД-1 к коммутатору связи в здании 01UYC и далее для связи по оптическому кабелю через медиаконвертер - к РМ АПИК. Аналогичные подключения выполнить на блоке №2 НВАЭС-2. Схема подключения приведена в приложении 1.

Отв.: нач. ОЯБ, нач. ОИКТ. Срок - 4 кв. 2017г.

3. Организовать корректировку РД СВРК блоков №1 и №2, а также ПТД НВАЭС (при необходимости).

Отв. АО АЭП, нач. ОЯБ, нач. ОИКТ. Срок - 1 кв. 2018г.

ПРИЛОЖЕНИЯ:

1. Схема подключения компьютера системы диагностики СВРК.

2. Заключение о влиянии предлагаемых изменений на ядерную и радиационную безопасность

3. Заключение о влиянии предлагаемых изменений на пожарную безопасность.

4. Заключение о влиянии предлагаемых i

Зам. главною инженера по эксплуатации 4-ой очереди

Заместитель главного инженера по безопасности и надежности

Начальник ПТО

Начальник ОЯБ

Начальник ОИКТ

з

СОГЛАСОВАНО:

Главный инженер проекта НВО АЭС-2

АО «Атомэиергопроекг» Исх. У° 02-946/21951 /930-239 от 21.09.2017 К.В.Петренко

Заместитель директора но атомной энергетике и ядерным технологиям

НИЦ «Курчатовский институт» Исх. № ЮС-10277/110.10 от 19.09.2017 Ю.М. Семченков

Исполнитель:

М.М. Жук Ведущий инженер-физик ОЯБ

Список рассылки:

№№ п/п

(наименование структурных подразделений, внешних _организаций)_

пто

2

ОЯБ

3

ОИКТ

4

ЦТ А И

5

НИЦ «Курчатовский институт»

6

АО «АЭП»

4

00 из

к Техническому решению

Пра.гажснае 1

2017г.

о 1ЮДКЛЮЧСНИИ к АЛИК блоков №1 и №2 НВАЭС-2 компьютеров системы диагностики Схема подключения компьютеров системы диагностики

1<Х20)ивв ;

и ОД I

Пристройка здннкя

Огтгтгски* кросс

- Ф—Мб

ВКСВРК

РМАПИК

Меднакоетертер

Приложение 2

к Техническому решению .Ус от «_»_2017г.

о подключении к АНИК блоков Xsl и Sf2 ИВЛЭС-2 компьютеров системы диагностики

УТВЕРЖДАЮ

Заместитель главного инженера по безопадеЗ^ти и надежности

/^^/у А.Н. Прытков « /¿iT^f 2017

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

о влиянии на ядерную и радиационную безопасность предлагаемых изменений, связанных с подключением к АПИК блоков 1,2 НВАЭС-2 КСД

1. Основание

Анализ влияния компьютеров системы диагностики при подключении к АПИК блоков 1.2 НВАЭС-2 на ядерную и радиационную безопасность выполнен на основе анализа проекта АПИК и проекта СВРК.

2. Характеристика предлагаемых изменений

Подключение компьютера системы диагностики СВРК осуществляется через локальную сеть верхнего уровня СВРК к стойке РМ АПИК (см. Приложение 1). Подключение КСД через РМ АПИК позволяет организовать обмен информацией в объеме, достаточном ятя работы персонала ОЯБ. При этом защита локальной сети СКУД от несанкционированного доступа обеспечивается соответствующими аппаратно-про1раммными средствами РМ АПИК (оборудованием 4 класса по классификации «Общих положений обеспечения эксплуатации атомных станций» НП-001-15) и использованием имеющегося на них выделенного сетевого интерфейса (выделенной оптической линии связи). Передача данных осуществляется через предоставленную НИЦ «Курчатовский институт» (разработчик СВРК) динамически подключаемую библиотеку libicis.dll, обеспечивающую безопасное обращение к серверу СВРК и не оказывающую влияние на функционирование СВРК. Размещение компьютера системы диагностики осуществляется в здании 01UYC (административное здание) в помещении ОЯБ 01UYC13R014, где организованы удаленные рабочие места контролирующего физика (УРМ КФ).

Безопасность при эксплуатации АЭС основана на концепции глубокоэшелонированной защиты. Глубокоэшслонированная защита осуществляется с помощью последовательных физических барьеров, предотвращающих распространение радиоактивных материалов: топливной матрицы, топливной оболочки, границы первого контура, защитной оболочки.

Контроль параметров пределов безопасной эксплуатации, характеризующих состояние физических барьеров, связан с определением уровня активности в различном оборудовании и помещениях НВАЭС-2.

В регламенте безопасной эксплуатации энергоблока вводятся ограничения по мощности на работу РУ или даже переводе в безопасное состояние при наличии определенных недостоверных показаний каналов контроля. По этой причине своевременное выявление недостоверных показаний и их устранение повышает безопасность и экономичность эксплуатации топлива. Для этих целей служит система диагностики информации СВРК, которая обнаруживает недостоверные показания каналов контроля СВРК и информирует об этом эксплуатационный персонал ОЯБ.

3. Выводы

3.1. Своевременное выявление недостоверных показаний и их устранение повышает безопасность и экономичность эксплуатации ядерного топлива. Система диагностики информации СВРК позволяет обнаружить недостоверные показания каналов контроля СВРК.

3.2. Учитывая, что размещение компьютеров системы диагностики СВРК блоков 1,2 НВАЭС-2 выполняется без установки дополнительного оборудования и состоит только в установке дополнительного специализированного ПО на два ПК ГРЭР ЯФЛ ОЯБ, создание КСД-1, -2 для блоков №1,2 НВАЭС-2 не ухудшит состояния ядерной и радиационной на блоках №1,2 НВАЭС-2.

Начальник ЯФЛ

Жук М.М. ОЯБ Я 73822

7

Прн.южсмиг 3

к Техническому решению №_ог «_»_2017г.

о подключении к АНИК блоков .N»1 и №2 НВАЭС-2 компьютеров системы диагностики

УТВЕРЖДАЮ Заместитель главного инженера по бе-юпш^о^и и надежности /ту' А.Н. 11рытков /У??» о8 2017

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

о влиянии на пожарную безопасность предлагаемых изменений, связанных с подключением к АНИК блоков 1,2 НВАЭС-2 КСД

Заключение подготовлено на основании анализа технического решения о подключении к АПИК 1 и 2 бл. НВАЭС-2 КСД

1. Основание.

Анализ влияния размещения компьютеров системы диагностики физика при подключении к АПИК блоков 1,2 НВАЭС-2 на пожарную безопасность выполнен на основе анализа проекта помещения 1311014 здания ОШУС.

2. Характеристика предлагаемых изменений

В пом. 1311014 устанавливаются два ПК ГРЭР ЯФЛ ОЯВ в соответствии с проектом.

Дополнительное специализированное ПО системы диагностики устанавливается на два компьютера системы диашостики СВРК при подключении к АПИК блоков 1,2 НВАЭС-2.

3. Вывод

Учитывая, что размещение компьютеров системы диагностики СВРК блоков 1,2 НВАЭС-2 выполняется без установки дополнительного оборудования и состоит только в установке дополнительного специализированного ПО на два ПК ГРЭР СВРК. установка которых в помещении 13Я014 предусмотрена проектом здания 011Л(С, создание КСД-1,-2 1,2 блоков НВАЭС-2 не ухудшит состояния пожарной безопасности в

8 73822

Приложение 4

к Техническому решению .Vi _от«_»_2017г.

о подключении к ЛПИК блоков № 1 и №2 НВА'Х'-2 компьютеров системы jinai носгики

УТВЕРЖДАЮ Заместителулавного инженера по безоняетюрти и надежности /ffiy А.Н. Прытков » ~og 2017

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

о влиянии на охрану труда предлагаемых изменений, связанных с подключением к АПИК блоков 1,2 НВАЭС-2 КСД

Заключение подготовлено на основании анализа технического решения о подключении к АПИК 1 и 2 бл. НВАЭС-2 КСД.

1. Основание

Анализ влияния подключения компьютеров системы диагностики к АПИК блоков 1,2 НВАЭС-2 (КСД) на охрану труда выполнен на основе анализа проекта помещения 1311014 здания 01ЦУС.

2. Характеристика предлагаемых изменений

В пом. 131*014 устанавливаются два ПК ГРЭР ЯФЛ ОЯБ в соответствии с проектом.

Дополнительное специализированное ПО системы диашостики устанавливается на два компьютера системы диагностики СВРК при подключении к АПИК блоков 1,2 НВАЭС-2.

3. Выводы

Учитывая, что размещение компьютеров системы диагностики, подключенных к АПИК блоков 1.2 НВАЭС-2, выполняется без установки дополнительного оборудования и состоит только в установке дополнительного специализированного ПО на два ПК ГРЭР СВРК, установка которых в помещении 13R014 предусмотрена проектом здания, размещение КСД СВРК 1,2 блоков НВАЭС-2 не ухудшит состояния охраны труда на рабочих местах в помещении 13R014 здания 01UYC.

Начальник ОЯБ — А.Б. Терещенко

Начальник ООТ__f/^f Л.В. Кутергина

Жук М.М ОЯБ Я 73822

чУ

.« у,и.|.гт»-и».и. л«п|К1>|1Ш1>, •мм.**.,«- Главному инженеру филиала >.НационалышА нсгладиви^м-кн» кспт,, Д0 <<Концерн рОСэнерго®том»

.КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» «Нововоронежская атомная станция,

(НИЦ .(.лттпоекмП нислитуг.) Д И ФЕДОРОВУ

('■».■хн. ГЛИН!'. Мигкня. и.|. Долганы Куркии». .V I Т>л (1М)|иГ. »Г) А(1. «ииг <-|1И1)1в11 17 <Н К т*11 опДИРмкк! /II. л « им»и*|.|ч

М1ТН |(>>77:)»Гм1ЦХШ. икпо мшсма. НИН, КПП Т7аН1|1«14/77Я40НМ>|

/9 03. Ю/? * № '^гфа/о

«I.. Л' У/Ф07/1485-3 от 28,08.2017

О согласовании техрешений о подключении к АПИК блоков М1,2 НВАЭС-2

Уважаемый Анатолий Иванович!

НИЦ «Курчатовский институт» согласовывает без замечаний проект технического решения о подключении к АГ1ИК блоков № 1 и № 2 НВАЭС-2 удаленных рабочих месг контролирующею физика (УРМ КФ-1, -2) и обслуживающею персонала (УРМ ОП-1, -2).

Техническое решение о подключении к аппаратно-программному измерительному комплексу АПИК блоков № 1 и № 2 НВАЭС-2 компьютеров системы диагностики информации СВРК НИЦ «Курчатовский институт» согласовывает ири условии устранения замечиний:

- стр. 2, абз. 4, пред». I. Заменить на: «Подключение компьютера системы диагностики СВРК осуществляется посредством выделенной линии к собственной локальной подсети РМ АПИК...»;

- стр. 2. абз. 4, предл. 4. Заменить «к серверу СВРК» на «к РМ АПИК»: «Передача данных осуществляется через ... библиотеку..., обеспечивающую безопасное подключение к РМ АПИК...».

С уважением,

Заместитель директора по атомной энергетике и ядерным технологиям 4 Ю.М. Семченков

Ьалыиов С В Я (499) 146-95-)7

АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» (АО «Атомэнсргопромст»)

Kujiuiiiuu )*. д. 7, стр. I, Масод. 1)7996 Teac^ou (499) Ш-11-ltl, e-mail: uiio'^ncp.ni Фмс (495) JI5-92-10, (494) 265 09-74

Kujiuiiiuu )*. д. 7, стр. I, Масод. 1)7996 Геясфои. (499) «.211-19, e-mail: uiio'^ncp.ni Фнж (495) JI5-92-10, [phone]

ОГРИ 108774M9I446 И1Ш7ТО|7*320 КПП770101001 (774850001)

Л { t>9 Ut? Ха о/ -м* U ffff/&- &L

i/llnu/

Филиал ЛО «Концерн Росэнергоатом» «Нововороиежская аюмная станция» Главному инженеру А.И. Федорову

На X» 9/ф07/14853 От 28.08.2017

ФГЬУ НИЦ «Курчатовский институт» Заместителю директора по атомной энергетике н ядерным технологиям IO.M. Семченкову

О согласовании TP HBO ЛЭС-2

e-mail: [e-mail]

Уважаемые коллеги!

АО «Атомэнергопроскт» согласовывает технические решения NW2O.E.058.S.0UJA&&.CNX&&.092.MG.0(K)2 «О подключении к аппаратно-программному комплексу АПИК блоков №1 и №2 НВАЭС-2 компьютеров системы диагностики информации СВРК» и NW2O.E.058.S.0UJA&&.CNX&&.092.MG.0001 «О подключении у АПИК блоков №1 и №2 НВАЭС-2 удаленных рабочих мест коррелирующего физика (УРМ КФ-1,-2) и обслуживающего персонала (УРМ ОП-1, -2) с учетом того, что все необходимые кабели проложены, не требуется осуществление дозаказа кабелей и корректировка ПСД АО «Атомэнергопроект».

Главный инженер проекта НВО АЭС-2

К.В. Петренко

В.И- Кдпачеа

(499) 942-il-W (58-61))

АО "Коннери Росэнергоатом* В*. № 9/148820, Ф07 от 21.09.2017