Разработка методик комплексных испытаний систем внутриреакторного контроля ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Саунин, Юрий Васильевич

• Саунин, Юрий Васильевич
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Саунин, Юрий Васильевич

Перечень принятых сокращений и условных обозначений.

Введение.

Глава 1. Испытания СВРК при вводе в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации энергоблоков АЭС. Аналитический обзор и постановка задач.

1.1. Основные проектные решения СВРК.

1.2. Нормативные требования к проведению испытаний СВРК.

1.3. Развитие видов и методов проведения испытаний СВРК.

1.4. Определение и классификация комплексных испытаний СВРК.

1.5. Выводы и задачи диссертационного исследования.

Глава 2. Температурный контроль теплоносителя 1-го контура.

2.1. Особенности подсистемы температурного контроля теплоносителя

1-го контура РУВВЭР.

2.2. Проверка и тарировка температурного контроля теплоносителя

1-го контура в режимах работы РУ "без мощности".

2.3. Проверка функций температурного контроля теплоносителя

1-го контура на энергетических уровнях мощности.

Выводы по главе 2.

Глава 3. Исследования температурного поля теплоносителя на входе в активную зону.

3.1. Актуальность натурных исследований по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону.

3.2. Методика испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону.

3.3. Сравнительный анализ результатов натурных исследований перемешивания теплоносителя в корпусе реактора.

Выводы по главе 3.

Глава 4. Контроль энерговыделения в активной зоне.

4.1. Особенности подсистемы контроля энерговыделения в активной зоне ВВЭР.

4.2. Методика оценки достоверности показаний ДПЗ.

4.3. Оптимизация испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК.

4.4. Методики оценок погрешности восстановленного поля энерговыделения.

4.5. Оценка функций СВРК по формированию и выдаче сигналов защит по локальным внутриреакторным параметрам.

Выводы по главе 4.

Глава 5. Контроль общетехнологических параметров и тепловой мощности реактора.

5.1. Особенности подсистемы контроля общетехнологических параметров и мощности реактора для РУ с ВВЭР.

5.2. Методика оценок работоспособности и достоверности выходной информации каналов контроля общетехнологических параметров

5.3. Методика оценки весовых коэффициентов при определении средневзвешенной мощности реактора.

Выводы по главе 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методик комплексных испытаний систем внутриреакторного контроля ВВЭР»

Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года" в соответствии с "Энергетической стратегией России на период до 2020 года" предусматривается достройка, строительство и ввод в эксплуатацию большого количества новых энергоблоков АЭС в основном с реакторными установками ВВЭР. Это энергоблоки модернизированного проекта с серийной РУ ВВЭР-1000 типа В-320 и проекта АЭС-2006 с усовершенствованной РУ нового поколения ВВЭР-1200 типа В-491 [1, 2]. РУ ВВЭР-1200 является логическим продолжением и развитием семейства РУ ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 малой серии, серийные ВВЭР-1000, ВВЭР-1000 повышенной безопасности) [3, 4] с тенденцией - повышения экономической эффективности при одновременном обеспечении безопасности за счет реализации концепции глубокоэшелонированной защиты. К числу принятых проектных решений, обеспечивающих безопасность, надежность и эффективность эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР, относится использование систем внутриреакторного контроля [5-9].

В настоящее время на АЭС с ВВЭР вводятся в эксплуатацию СВРК модернизированных и новых проектов, в которых значительно расширен состав выполняемых функций, включая принципиально новые диагностические и управляющие функции [9-13]. Таким образом, если раньше по функциям и влиянию на безопасность основные составные части СВРК относились к классу ЗН по ОПБ-88/97 [14] и классу В по МЭК-1226 [15], то в новых проектах программно-технические средства для выполнения защитных функций уже относятся к классу 2НУ по ОПБ-88/97 и классу А по МЭК-1226. Кроме этого, СВРК модернизированных и новых проектов стали интегрироваться с другими блочными системами контроля и управления и входят в качестве основной подсистемы в состав системы контроля, управления и диагностики [16]. В свою очередь СКУД является комплексной автоматизированной системой и функционирует в составе АСУ ТП энергоблока.

Несомненные позитивные качества, приобретаемые с расширением состава функций СВРК и усложнением используемого при этом комплекса технических и программных средств, сопряжены с сопутствующими трудностями, характерными для высокотехнологичных и специфичных систем и на этапах ввода в эксплуатацию, и при промышленной эксплуатации. Особенно это касается вопросов, связанных с разработкой и применением методик оперативной оценки и диагностики работоспособности многочисленных компонентов оборудования СВРК с широкой сетью внутренних и внешних связей, а также методик оценок качества и достоверности большого объема разнообразной по своей природе выходной информации СВРК. Данное обстоятельство является важным в связи с тем, что именно СВРК предоставляет конечную информацию по большинству контролируемых параметров определяющих эксплуатационные состояния энергоблока [17, 18]. Таким образом, своевременная диагностика работоспособности оборудования СВРК, а также качество и достоверность выходной информации СВРК, подтвержденные соответствующими испытаниями и проверками, снижают вероятность неадекватных воздействий на объект управления, которые могут привести, либо к нарушению пределов и условий безопасной эксплуатации, либо к неэкономичному использованию заложенных проектом возможностей.

Нормативные документы и стандарты, действующие в атомной энергетике, для разных этапов ввода в эксплуатацию и для периода промышленной эксплуатации регламентируют ряд работ, по результатам которых, помимо других целей, определяется, прежде всего, соответствие характеристик автоматизированных систем АЭС проекту, а также качество и достоверность их выходной информации в натурных условиях. По своим проектным решениям СВРК относится к автоматизированным системам, но имеет ряд присущих только данной системе особенностей. Эти особенности определяются спецификой объекта контроля и используемыми программно-техническими средствами с учетом этой специфики.

Основная особенность заключается в том, что СВРК может быть полностью смонтирована, налажена и испытана в натурных условиях только на площадке АЭС. Таким образом, несмотря на то, что все составные части проходят сдаточные испытания на заводах-изготовителях, монтаж конкретных первичных преобразователей, а также соединение структурных единиц системы на конкретном энергоблоке АЗС реальными линиями связи вносят в систему фактически новые элементы. Эти элементы, естественно, влияют на конечные реальные характеристики более чем 1000 измерительных каналов контроля СВРК. При этом, основные из них (каналы контроля температура теплоносителя и энерговыделения в активной зоне) работают с сигналами низкого уровня (микроамперы и милливольты соответственно). В свою очередь, большинство измерительных каналов контроля, предоставляют информацию для последующего вычисления значений многочисленных расчетных параметров. Кроме этого, из-за специфики выполняемых функций не все элементы СВРК могут быть собраны и, соответственно, проверены и испытаны в реальных условиях одновременно и только на одном этапе ввода в эксплуатацию. Например, установка и монтаж каналов контроля энерговыделения может быть проведена только после загрузки штатной активной зоны, т.е. на этапе физического пуска, в то время как монтаж и проверка большинства каналов контроля общетехнологических параметров и температурного контроля осуществляются ранее, на этапе предпусковых наладочных работ.

Для выполнения требований нормативных документов и стандартов по мере накопления опыта, начиная с прототипов СВРК на реакторах ВВЭР-440, развития как самих СВРК, так и проектов РУ с ВВЭР, в отношении СВРК постепенно складывался определенный состав работ, который в последнее время получил название "комплексные испытания СВРК". Автором предложено относить к работам с таким наименованием комплексные проверки правильности функционирования системы на соответствие проектным характеристикам и определение достоверности выходной информации СВРК в реальных эксплуатационных состояниях на всех этапах ввода энергоблока в эксплуатацию. Кроме этого, к комплексным испытаниям СВРК относятся работы, необходимые для экспериментального определения ряда значений констант и коэффициентов, используемых в базе данных СВРК, и работы по оценке качества монтажных работ, предусматривающие создание специальных режимов работы РУ. Следует особо отметить, что исходя из специфики СВРК и по ее влиянию на безопасность, отдельные виды комплексных испытаний могут выполняться и выполняются в ходе промышленной эксплуатации в соответствии с требованиями регламентов безопасной эксплуатации энергоблоков и регламентов эксплуатации СВРК [19, 20].

По тематике исследования отечественными и зарубежными авторами представлены описания и основные результаты выполненных работ в разное время (начиная с 1975 года) по отдельным направлениям (контроль температуры теплоносителя 1-го контура, контроль энерговыделения в активной зоне и т.д.), а также по итогам выполняемых модернизаций и усовершенствований программно-технических средств СВРК. Однако в этих материалах отсутствует сравнительный анализ результатов, полученных на разных объектах, и системное обоснование методик, примененных в ходе работ, которые могут быть отнесены к комплексным испытаниям СВРК на этапах ввода энергоблоков в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации. Данный вопрос становится тем более актуальным ввиду применения в СВРК новых поколений современных технических средств и информационных технологий.

В проектно-конструкторской документации, как правило, сведения для проведения работ, относящихся к комплексным испытаниям СВРК на этапах ввода в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации, либо отсутствуют совсем, либо по ним даются только общие методические рекомендации и указания. Очевидно, что для разработки качественной пусконаладочной и эксплуатационной документации по комплексным испытаниям СВРК и их дальнейшего практического выполнения, таких рекомендаций, особенно для персонала выполняющего подобные работы впервые, недостаточно. В настоящее время при выполнении данных работ широко используется известный опыт конкретных исполнителей, накопленный при пуске и эксплуатации предыдущих энергоблоков. Однако фактически этот опыт не был обобщен и не был выработан единый обоснованный системный подход, как к используемым методикам и объему выполняемых работ, так и к критериям успешности испытаний и методикам обработки результатов испытаний с учетом, как уже подчеркивалось, современных технологий в модернизируемых и новых проектах.

Целью диссертационной работы является разработка и практическая реализация эффективных оптимизированных методик и алгоритмов проведения комплексных испытаний СВРК, обеспечивающих выполнение нормативных и эксплуатационных требований, позволяющих разрабатывать рабочие программы испытаний и планировать соответствующие пусконаладочные работы и эксплуатационные испытания исходя из конкретных проектов системы и энергоблока.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1. На основе теоретического анализа и обобщения практического опыта провести систематизацию и классификацию видов комплексных испытаний СВРК, обосновать необходимость их проведения на энергоблоках АЭС с ВВЭР.

2. По результатам системного анализа ранее использованных методик с учетом изменения проектов, нормативных требований и модернизации программно-технических средств СВРК и энергоблоков в целом, а также с привязкой к программам ввода в эксплуатацию и регламентам безопасной эксплуатации энергоблоков, определить практические возможности повышения эффективности, усовершенствования и оптимизации методик комплексных испытаний СВРК.

3. Разработать усовершенствованные и оптимизированные для применения на энергоблоках разных проектов методики комплексных испытаний СВРК.

4. На основании теоретического анализа основных расчетных алгоритмов функционирования СВРК и полученных опытных данных на разных энергоблоках разработать методологический системный подход к анализу выходной информации СВРК и суммировать предложения по усовершенствованию и корректировке алгоритмов функционирования СВРК, направленные на корректный учет конкретных особенностей измерительных систем, РУ и эксплуатационных состояний энергоблоков.

5. Разработать усовершенствованные алгоритмы обработки результатов комплексных испытаний СВРК для применения в специализированном программном обеспечении и внедрения в штатное прикладное программное обеспечение СВРК в качестве сервисных функций.

Научная новизна положений диссертации, выносимых на защиту, состоит в следующем:

1. На основании разработанной классификации испытаний СВРК дано систематизированное обоснование видов и методик комплексных испытаний СВРК на этапах ввода энергоблоков с ВВЭР в эксплуатацию.

2. Получен обширный натурный экспериментальный материал по распределению и изменениям температур, энерговыделения и ряда взаимосвязанных контролируемых параметров в различных режимах и состояниях РУ на этапах ввода в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации.

3. Разработаны и реализованы новые методики для комплексных испытаний СВРК по определению температурного поля на входе в активную зону ВВЭР-1000 и оценке правильности формирования и передачи сигналов защит по локальным внутриреакторным параметрам.

4. Для повышения качества оценок достоверности выходной информации СВРК и работоспособности оборудования СВРК разработаны усовершенствованные методики обработки результатов комплексных испытаний СВРК, ставшие основой специального программного обеспечения комплексных испытаний СВРК.

5. Получено натурное экспериментальное обоснование современных представлений о теплогидравлических процессах в 1-м контуре и распределении энерговыделения в активной зоне в различных эксплуатационных состояниях ВВЭР.

Степень достоверности результатов выполненных исследований подтверждается:

1. Применением современных методов постановки, проведения и обработки результатов исследования с использованием физических особенностей технологических процессов, протекающих в РУ, и конструкционных особенностей основного оборудования РУ и используемых средств измерений.

2. Применением математических и статистических методов исследований с использованием современной вычислительной техники.

3. Положительными результатами практического использования разработанных методик.

Практическая значимость результатов:

1. Разработанная классификация комплексных испытаний СВРК позволяет планировать соответствующие пусконаладочные работы и эксплуатационные испытания исходя из конкретных проектов СВРК и энергоблока.

2. Отработана методология проведения и анализа результатов комплексных испытаний СВРК для дальнейшего использования при вводе в эксплуатацию новых энергоблоков и модернизации действующих.

3. Обоснована оптимизация объема и состава испытаний на этапах ввода в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации с целью сокращения времени и затрат на ввод энергоблока в эксплуатацию и проведения регламентных работ, в том числе:

- испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК при вводе в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР;

- с учетом хорошей сходимости результатов испытаний по определению температурного поля и исследованию межпетлевого перемешивания, последние испытания могут быть исключены из программ ввода в эксплуатацию не только серийных, но и головных энергоблоков.

4. Разработаны усовершенствованные и новые алгоритмы обработки полученных результатов, учитывающие особенности современных и новых проектов, ставшие основой для разработки специализированного программного обеспечения испытаний.

5. Предложен более точный метод оценки весовых коэффициентов при определении тепловой мощности, пригодный для применения в алгоритмах штатного прикладного обеспечения СВРК.

6. Даны рекомендации по ряду общих проблемных вопросов, решение которых может повысить представительность выходной информации СВРК эксплуатируемых и вводимых в эксплуатацию энергоблоков с ВВЭР-1000 при контроле

- общетехнологических параметров;

- температуры теплоносителя 1-го контура;

- энерговыделения в активной зоне;

- тепловой мощности реактора.

7. На основе диссертационных исследований разработаны в составе пусконаладочной документации и реализованы на ряде введенных в эксплуатацию энергоблоков программы и методики комплексных испытаний СВРК, а также инструкции и регламенты по эксплуатации СВРК.

8. Разработаны основные алгоритмы специализированного программного обеспечения комплексных испытаний СВРК, применение которого позволяет сократить продолжительность испытаний и затраты на их проведение.

9. На основе полученных натурных экспериментальных результатов даны предложения по оптимизации и улучшению алгоритмов функционирования "СВРК в части контроля ряда расчетных параметров (расход теплоносителя, скорость изменения параметров, средневзвешенная тепловая мощность и др.), а также в части оптимизации работы защитных функций по внутриреакгорным локальным параметрам.

10. Впервые полученные экспериментальные результаты по распределению температур на входе в активную зону, а также результаты оценок распределений энерговыделения в активной зоне и температур в горячих нитках петель 1 -го контура в ряде эксплуатационных состояниях, могут быть использованы при разработке и эксплуатации ядерных энергетических установок.

11. Представленные материалы и экспериментальные данные, дополняющие современные представления о теплогидравлических процессах в 1-м контуре и распределении энерговыделения в активной зоне в различных эксплуатационных состояниях могут быть использованы при верификации моделей перемешивания теплоносителя в корпусе реактора и обосновании безопасности реакторной установки и энергоблока в ряде аварийных ситуаций, связанных с изменениями реактивности реактора вследствие перераспределения температур и концентрации борной кислоты в петлях 1-го контура.

Автор защищает:

1. Результаты обобщения и исследования методических вопросов, связанных с проведением комплексных испытаний СВРК, оценок достоверности выходной информации и работоспособности оборудования СВРК на энергоблоках АЭС с ВВЭР.

2. Предложения по усовершенствованию и оптимизации методик проведения, объему и составу комплексных испытаний СВРК.

3. Результаты разработки усовершенствованных алгоритмов обработки результатов комплексных испытаний СВРК и их внедрения в специализированное программное обеспечение.

4. Результаты натурного экспериментального обоснования современных представлений о теплогидравлических процессах в 1-м контуре и распределении энерговыделения в активной зоне в различных эксплуатационных состояниях.

5. Предложения по совершенствованию и корректировке штатных алгоритмов функционирования СВРК с учетом особенностей измерительных систем и объекта контроля.

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

- 5-я Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности на АЭС с ВВЭР", г. Подольск, ОКБ "Гидропресс", 29 мая - 1 июня 2007 г.;

- Международный симпозиум "Измерения важные для безопасности в реакторах", 6-е собрание, г. Москва, ООО "Инкор", 20-22 ноября2007 г.;

- 6-ая Международная научно-техническая конференция "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики", г. Москва, ФГУП концерн "Росэнергоатом", 21-23 мая 2008 г.;

- 6-я Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности на АЭС с ВВЭР", г. Подольск, ОКБ "Гидропресс", 26-29 мая 2009 г., а также на различных семинарах, совещаниях и заседаниях НТС в:

- ОАО «Атомтехэнерго»;

- РНЦ "Курчатовский Институт";

- ОАО ОКБ "Гидропресс";

- ОАО "ВНИИАЭС";

- ООО "СНИИП-АСКУР";

- 000"ИНК0Р".

Основные результаты работы опубликованы в 14-ти печатных работах, в том числе в 5-ти публикациях в ведущих рецензируемых научно-технических журналах, а также в большом количестве отчетов о выполнении ПНР при вводе энергоблоков в эксплуатацию и испытаний во время пусков после ППР с выполнением работ по модернизации СВРК.

Личный вклад автора в полученные результаты.

- автором лично и под его непосредственным руководством в период с 1982 года и по настоящее время выполнен основной объем работ, связанных с наладкой и комплексными испытаниями СВРК при вводе в эксплуатацию и после модернизации СВРК на следующих энергоблоках: №№1, 2 Южно-Украинской АЭС; №№1, 3 Калининской АЭС; №1 Хмельницкой АЭС; №№5, 6 АЭС "Козлодуй" (Болгария); №№1, 2 АЭС "Моховце" (Словакия); №№1, 2 Волгодонской АЭС; №3, 4, 5 Нововоронежской АЭС; №1, 2 Тяньваньской АЭС (Китай);

- автором разработан большой ряд пусконаладочных и эксплуатационных документов, связанных с темой исследования, включая рабочие программы и методики обработки результатов комплексных испытаний СВРК, отчеты об их выполнении, инструкции и регламенты эксплуатации СВРК и ВМПО СВРК;

- автором лично и под его непосредственным руководством разработаны методики комплексных испытаний СВРК, выполнен комплекс экспериментальных исследований, дополнены представления о теплогидравлических процессах в 1-м контуре и распределении энерговыделения в активной зоне в различных эксплуатационных состояниях ВВЭР, разработаны технические предложения по анализу выходной информации СВРК, усовершенствованию алгоритмов функционирования СВРК, усовершенствованию методик обработки результатов комплексных испытаний СВРК.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Саунин, Юрий Васильевич

Выводы по главе 5

1. Разработана унифицированная методика оценок работоспособности и достоверности разнородной информации каналов контроля общетехнологических параметров.

2. На основании анализа результатов применения разработанной методики даны рекомендации для включения в состав штатного ППО СВРК функций самодиагностики

- состояния каналов контроля общетехнологических параметров.

3. Разработана новая методика более корректного оперативного определения суммарной погрешности используемых способов расчетов тепловой мощности для оценки весовых коэффициентов при определении средневзвешенной тепловой мощности.

4. Оценки весовых коэффициентов при применении предложенной методики к данным, полученным при выполнении ПНР на трех энергоблоках, введенных в эксплуатацию, показали более представительные результаты по сравнению с оценками весовых коэффициентов "традиционным" способом только на основании балансных испытаний. Исходя из этого, целесообразно продолжить опытное использование и верификацию представленной методики при проведении ПНР на одном из вводимых в эксплуатацию энергоблоков. В случае успешного завершения опытного применения необходимо внедрение методики в алгоритмы штатного ППО СВРК.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Показано, что требования нормативных документов, регламентирующих безопасную эксплуатацию энергоблоков атомных станций, определяют однозначную необходимость проведения испытаний по проверке работоспособности и соответствия проекту характеристик систем, важных для безопасности, в том числе СВРК, при вводе в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР.

2. Введено общее определение термина "комплексные испытания СВРК", объединяющего работы по натурному экспериментальному обоснованию правильности функционирования системы в соответствии с проектной и нормативной документацией и достоверности выходной информации СВРК в реальных эксплуатационных состояниях, что позволяет преодолеть имеющиеся противоречия между различными нормативными документами, относящимися к испытаниям СВРК

3. Предложена классификация видов комплексных испытаний СВРК с целью использования системного подхода к планированию данных работ, разработке методик проведения испытаний и обработке полученных результатов, исходя из технологических особенностей этапов ввода в эксплуатацию и эксплуатационных состояний, особенностей выполняемых СВРК функций и возможностей используемых программно-технических средств.

4. Исходя из предложенной классификации проведено исследование результатов практического использования на разных энергоблоках методик всех видов комплексных испытаний СВРК, проводимых при вводе в эксплуатацию и промышленной эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР.

5. Разработана и многократно апробирована оптимизированная методика проверки и тарировки каналов температурного контроля 1-го контура на основе показаний каналов контроля температуры по ТС в петлях 1-го контура. Объем испытаний по данной методике включает получение необходимой информации на нескольких уровнях температуры 1-го контура при стационарных состояниях и состояниях с линейно изменяющейся температурой при разогреве посредством работающих ГЦН.

6. Разработан алгоритм статистической обработки результатов испытаний по проверке и тарировке каналов контроля температуры теплоносителя 1-го контура с применением метода наименьших квадратов, который послужил основой для соответствующей части специализированного программного обеспечения, используемого при комплексных испытаниях СВРК.

7. На примере данных энергоблока №3 Калининской АЭС и №1, 2 Тяньваньской АЭС показано, что тарировки термоконтроля по предложенной методике позволяют определять и устранять возникающие систематические погрешности с заметным улучшением оценки среднеквадратического разброса значений температур в проверяемых каналах контроля.

8. Разработана методика проверок температурного контроля теплоносителя 1-го контура на энергетических уровнях мощности, которая основана на статистической обработке информации, полученной в стационарных режимах работы РУ, для выделяемых групп контроля температуры:

- в компенсационных устройствах, которая подразделяется на подгруппы компенсационных устройств для петлевых ТП и для внутриреакгорных ТП;

- в петлях 1-го контура, которая подразделяется на подгруппы холодных и горячих ниток;

- на входе и на выходе из активной зоны, которые подразделяется на подгруппы по - орбитам симметрии;

- в верхнем объеме реактора.

9. Установлен и подтвержден ряд зависимостей разброса показаний каналов контроля температуры теплоносителя в петлях 1-го контура от уровня мощности и от принадлежности к той или иной петле, а также от места установки, которые обуславливают дополнительные погрешности.

10. Для энергоблока №3 Калининской АЭС с РУ проекта В-320 наибольший разброс показаний, превышающий максимально допустимую погрешность, имеют каналы контроля в горячих нитках 2-й и 4-й петли. Этот разброс увеличивается с ростом мощности реактора, по-видимому, вследствие возрастания неоднородности структуры потоков теплоносителя по температуре из-за особенностей теплогидравлических характеристик петель и характера распределения энерговыделения в активной зоне. Данный вывод подтвержден также анализом результатов динамических испытаний и измерений нейтронно-физических характеристик активной зоны.

11. Подтверждено и приведены характеристики сильного влияния на показания ТП на выходе их TBC протечек недогретого теплоносителя через трубки ПЭЛ, усиливающегося с ростом мощности реактора и зависящего от расположения посадочного гнезда ТП в головке, а также неравномерности энерговыделения по сечению TBC.

12. Приведены данные по первому опыту контроля температуры теплоносителя на входе в TBC с помощью ТП-3, установленных в КНИТ, на энергоблоках №1, 2 Тяньваньской АЭС с РУ проекта В-428, которые свидетельствуют о существенной методической погрешности из-за конструктивных особенностей. Определено, что зависимость показаний в этих каналах контроля от эффективного времени работы реактора коррелирует с аналогичной зависимостью объемного коэффициента неравномерности энерговыделения по показаниям нижнего ДПЗ.

13. С учетом включения в проекты новых и модернизируемых СВРК защитных функций по локальным внутриреакторным параметрам разработана и внедрена для энергоблоков с ВВЭР-1000 методика испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону. Представлена актуальность и необходимость перехода к использованию таблиц коэффициентов влияния температур холодных ниток на температуры на входе в TBC в штатных алгоритмах функционирования СВРК.

14. Разработан и апробирован усовершенствованный алгоритм обработки получаемой в ходе испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону исходной информации, включенный в разработанную специализированную программу обработки "Термополе".

15. На примере данных энергоблоков №№1, 2 Тяньваньской АЭС, показано, что использование получаемых по предлагаемой методике коэффициентов влияния холодных ниток позволяет значительно улучшить точность определения температуры теплоносителя на входе в каждую TBC по сравнению с традиционным способом использования среднего значения температур холодных ниток. При максимально наблюдаемой по опыту эксплуатации разнице температур в холодных нитках петель в 3 °С максимальное отклонение от измеряемой температуры на входе в TBC при расчетах с - использованием коэффициентов влияния будет составлять 0.2 °С, а без их использования - 2.5 °С.

16. Получена возможность проведения верификации расчетных кодов, используемых при обосновании безопасности энергоблоков с ВВЭР-1000, на основании результатов натурных экспериментальных исследований температурного поля теплоносителя на входе в активную зону, впервые полученных автором на энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000. Ранее такая верификация проводилась только на основании сравнений с результатами испытаний, выполненных на экспериментальных стендах и при вводе в эксплуатацию энергоблоков с ВВЭР-440.

17. Получен практический опыт проведения нового вида испытаний в составе комплексных испытаний СВРК, который может быть использован для исследования эффективности и подтверждения проектных характеристик принципиально новой технологической системы быстрого ввода бора при вводе в эксплуатацию энергоблоков с ВВЭР новых проектов типа В-412, В-392.

18. Систематизированы результаты разработки и практического использования методик испытаний по проверкам функций контроля энерговыделения в активной зоне.

19. Разработаны и реализованы варианты оптимизации испытаний по проверкам . соответствия координат датчиков термоконтроля и знерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК для разных проектов энергоблоков с ВВЭР-1000. Проведение испытаний в оптимизированном объеме без потери представительности получаемых результатов сокращает трудозатраты на проведение одного из трудоемких испытаний примерно втрое, а применение специализированного программного продукта, разработанного на основе алгоритма, предложенного автором, сокращает до минимума и временные затраты на обработку полученной исходной информации.

20. По представленным методикам оценок погрешности восстановления поля энеровыделения в ходе комплексных испытаний СВРК показано, что наиболее представительный результат получается при комплексном анализе с использованием всех имеющихся методик, каждая их которых позволяет не только получать оценки погрешности, но и, что особенно важно, выявлять факторы, влияющие на точность восстановления. Для уточнения оценок, получаемых в основных стационарных состояниях, использован анализ дополнительных состояний с разной глубиной погружения ОР СУЗ, достигаемых при проведении испытаний по определению нейтронно-физических характеристик активной зоны.

21. Впервые выполнены испытания СВРК на новых программно-технических средствах с включением принципиально новых защитных функций по внутриреакторным локальным параметрам. Показана необходимость включения ряда новых видов испытаний, связанных с проверками работы защитных функций, в состав комплексных испытаний СВРК на этапах ввода в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации. Отработана методология проведения и анализа результатов новых видов испытаний. Даны рекомендации по повышению качества и надежности функций защит по локальным внутриреакторным параметрам.

22. Разработана унифицированная методика оценок работоспособности и достоверности разнородной информации каналов контроля общетехнологических параметров.

23. Предложены обоснованные рекомендации для включения в состав штатного ППО СВРК функций самодиагностики состояния каналов контроля общетехнологических параметров.

24. Разработана новая методика более корректного оперативного определения суммарной погрешности используемых способов расчетов тепловой мощности реактора для оценки весовых коэффициентов при определении средневзвешенной тепловой мощности реактора.

25. Оценки весовых коэффициентов для используемых в СВРК способов расчета мощности реактора при применении предложенной методики к данным, полученным при выполнении ПНР на трех энергоблоках, введенных в эксплуатацию, показали более представительные результаты по сравнению с оценками весовых коэффициентов по "традиционной" методике только на основании балансных испытаний. Целесообразно продолжить опытное использование и верификацию представленной методики при проведении ПНР на одном из вводимых в эксплуатацию энергоблоков с последующим внедрением методики в алгоритмы расчетов штатного ППО СВРК.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Саунин, Юрий Васильевич, 2010 год

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

2. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002, - 480 с.

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

4. Брагин В.А., Батенин И.В., Голованов М.Н. и др. Системы внутриреакторного контроля АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1987, -128 с.

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

6. Ломакин С.С. Ядерно-физические методы диагностики и контроля активных зон реакторов АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986. -120 с.

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

8. Быков A.B. 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 ноябр. 2007 г. - М.: ОАО "Инкор", 2007

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

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

11. ОПБ-88/97. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97). М.: Госатомнадзор России, 1997, - 31 с.

12. IEC Standart 1226-1993. Nuclear power plants Instrumentation and control systems important for safety - Classification.

13. Калинушкин A.E., Козлов B.B., Митин В.И., Семченков Ю.М. Система контроля, диагностики и управления для ЯЭУ большой мощности с водо-водяными реакторами. // Атомная энергия. -2009, т.106, вып.1 (январь), с. 3-8

14. Типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-320). ТРВ-1000-4. М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии. Концерн "Росэнергоатом", 1997, -199 с.

15. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока №3 Калининской АЭС. 03.-.ПУ.0024.02. М.Федеральное агентство по атомной энергии. Концерн "Росэнергоатом", 2004, - 380 с.

16. 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.

17. 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.

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

19. Verspeek J.A., Bruggink J.С., Karuza J. An on-line adaptive core monitoring system. Proc. of IAEA OECD/NEASC INCORE-96 specialists meeting on in-core instrumentation and reactor core assessment, Mito, Japan, 1996

20. Andersson Т., Berg O., Romso K. RINGHALS-2 core monitoring experience. Proc. of IAEA OECD/NEASC INCORE-96 specialists meeting on in-core instrumentation and reactor core assessment, Mito, Japan, 199626.27,28