WWW.MASH.DOBROTA.BIZ
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - онлайн публикации
 

«УДК 621.039 78 АППАРАТУРА КОНТРОЛЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА В ПРОЕКТЕ НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС-2 И.А. Сергеев*, В.А. Горбаев**, Д.В. Терехов*** * ООО «СКУ Атом» 123060, Москва, ул. Расплетина, д. 24 ** НИЦ ...»

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

УДК 621.039 78

АППАРАТУРА КОНТРОЛЯ

НЕЙТРОННОГО ПОТОКА В ПРОЕКТЕ

НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС-2

И.А. Сергеев*, В.А. Горбаев**, Д.В. Терехов***

* ООО «СКУ Атом»

123060, Москва, ул. Расплетина, д. 24

** НИЦ Курчатовский институт

123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

*** Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»

396072, Воронежская обл., г. Нововоронеж, Промышленная зона Южная, 1 Разработано новое поколение аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП) для применения в составе реакторных установок (РУ) поколения 3+ проекта АЭС 2006. Аппаратура вошла в состав СУЗ на энергоблоках Но воворонежской АЭС 2. Применены программные и аппаратные усовершен ствования, позволившие улучшить показатели надежности, диагностики, удобства обслуживания и метрологические характеристики, что позволи ло сделать вывод о повышении безопасности. Разработка и реализация новой АКНП основаны на принципах соблюдения требований и рекомен даций современной российской и международной нормативно техничес кой документации, учета опыта создания и эксплуатации аналогичных систем, всеобъемлющей верификации и валидации, соответствия требова ниям по интеграции системы в проект АСУ ТП энергоблоков нового поко ления, обеспечения высокого уровня качества и надежности, соблюдения принципов культуры безопасности .

Аппаратура введена в промышленную эксплуатацию на энергоблоке № 1 НВАЭС 2. Приведены основные принци пы построения АКНП, описаны инновационные и консервативные (тради ционные) решения, принятые при создании аппаратуры. Затронуты воп росы проблематики ввода АКНП в эксплуатацию. Приведены отдельные результаты анализа функционирования АКНП во время основных стадий физического и энергетического пуска. В процессе пусковых операций и во время опытно промышленной эксплуатации было подтверждено соответ ствие АКНП требованиям проекта, нормативных документов, получены удовлетворительные точностные характеристики и подтверждено удобство обслуживания .

Ключевые слова: реакторная установка, безопасность, АКНП, нейтронный поток, мощность реактора, детектирование плотности нейтронного потока, измерительный ка нал, корректировка показаний мощности .

ВВЕДЕНИЕ При создании ядерных энергетических установок АЭС огромную роль играет обес печение их безопасной эксплуатации. Ключевой задачей при проектировании РУ с точ ки зрения безопасности является необходимость обеспечения их быстродействующими системами управления и защиты. Требования к быстродействию таких систем связаны © И.А. Сергеев, В.А. Горбаев, Д.В. Терехов, 2017 Известия вузов • Ядерная энергетика • №3 • 2017 со свойствами активных зон реакторов ВВЭР, работающих на тепловых нейтронах, и относительной инертностью контрольно измерительной аппаратуры. В связи с этим были созданы системы, контролирующие мощность реакторов и скорость ее увеличе ния при помощи регистрации нейтронов, покидающих активную зону в ходе цепной реакции деления, в дальнейшем получившие название систем (аппаратур) контроля нейтронного потока (АКНП). Сегодня АКНП играет важнейшую роль в обеспечении бе зопасной эксплуатации и надежного управления энергоблока .

В 2009 г. ОАО «ВНИИАЭС» поручило ООО «СКУ Атом» разработку нового поколения АКНП для АЭС 2006, которая велась с учетом

– повышенных требований в части безопасности и надежности, для удовлетворения которых были реализованы следующие решения:





• применение структуры системы с увеличенным количеством измерительных кана лов АКНП (двухкомплектная четырехканальная структура);

• обеспечение соответствия современным нормативным требованиям, в частности, ГОСТ Р МЭК (IEC) 60880, ГОСТ Р МЭК (IEC) 62138, ГОСТ Р МЭК (IEC) 61513, ГОСТ Р МЭК (IEC) 60987, чему уделялось особое внимание в связи с тем, что данный проект рассмат ривался как референтный при создании энергоблоков АЭС, которые будут сооружаться ГК «Росатом», в том числе на зарубежных площадках;

• применение современных алгоритмов обработки сигналов, существенно улучшаю щих метрологические и диагностические характеристики измерительных каналов;

• внедрение современного алгоритма автоматической корректировки показаний мощ ности, учитывающего специфические свойства активной зоны, сильные изменения ней тронного потока в процессе протекания динамических процессов, совмещенные с ксе ноновым и йодным отравлением активной зоны [11];

– специфических свойств проекта энергоблока с РУ В 392, в частности,

• уменьшенное по сравнению с проектами РУ с ВВЭР 1000 количество каналов иони зационных камер (ИК);

• необходимость применения неперемещаемых блоков детектирования;

• размещение предусилителей сигналов блоков детектирования на значительном удалении от самих блоков в помещениях каналов безопасности в межоболочечном про странстве .

Новое поколение АКНП получило наименование АКНП 01 [12]. В 2010 г. было начато изготовление опытного образца, на котором был проведен весь комплекс испытаний, и про изводство поставочного комплекта АКНП 01 для оснащения энергоблока № 1 НВАЭС 2 .

СТРУКТУРА АКНП И ЕЕ ОСОБЕННОСТИ

ПРИМЕНИТЕЛЬНО К ПРОЕКТУ АЭС 2006 Принцип функционирования измерительного канала АКНП достаточно прост и мо жет быть представлен в виде схемы (рис. 1) .

Блоки детектирования плотности потока нейтронов Особенностью АКПН является то, что она осуществляет контроль мощности РУ в очень широком диапазоне. В соответствии с требованиями [1] должен быть обеспечен конт роль плотности нейтронного потока в активной зоне в диапазоне мощности от 10–7 до 120% Nном (Nном – номинальное значение мощности реакторной установки). Для проек та НВАЭС 2 требования по диапазону контроля мощности были расширены – от 10–9 до 150% Nном [2]. Поэтому одной из основных задач является разработка детекторов плот ности нейтронного потока (БДПН), позволяющих надежно контролировать плотность нейтронного потока в большом диапазоне его изменения на этапе 1 (см. рис. 1). Дру гой особенностью является способ размещения указанных детекторов: в силу ряда при чин (спектр регистрируемых нейтронов, гамма фон, параметры среды в местах разме

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

щения) исторически был выбран вариант, при котором детекторы (блоки детектирова ния) нейтронного потока размещаются в вертикальных каналах в биологической защи те вне корпуса реактора (называемых каналами ИК) .

Рис. 1. Иллюстрация принципа функционирования канала АКНП В серийных проектах РУ с реакторами ВВЭР 1000 рядом с каналами ИК размещалось помещение ионизационных камер, в котором осуществляется обслуживание самих де текторов (БДПН), устанавливаются механизмы перемещения БДПН для их удаления из зоны с высокой плотностью нейтронного потока во время работы на энергетических уровнях мощности с целью исключения их выгорания. В этом же помещении устанав ливались блоки предусилителей сигналов БДПН для передачи сигналов по длинным линиям связи (этап 2, рис. 1) .

В проекте РУ АЭС 2006, в котором не предусмотрено наличие такого помещения вследствие применения элемента управления запроектными авариями (ловушки распла ва активной зоны), возникла необходимость применения неперемещаемых БДПН, обес печивающих контроль на низких уровнях мощности в диапазоне источника (ДИ) и при перегрузке топлива. Использовались борные радиационно стойкие счетчики CPNB44 фирмы Photonis, Франция, зарекомендовавшие себя в процессе их применения в со ставе АКНП в проектах ряда зарубежных АЭС. Счетчики CPNB44 совместно с предуси лителем обеспечивают максимальную чувствительность в импульсном режиме на уров не 8 имп/нейтрсм2. Это позволило выполнить требование проекта энергоблока в части при менения неперемещаемых блоков детектирования. Для дополнительной защиты блоков де тектирования ДИ от выгорания был реализован алгоритм их автоматического отключения при выходе на более высокие уровни мощности при переключении в рабочий диапазон .

Необходимо отметить, что из за невозможности размещения предусилителей в не посредственной близости от БДПН до 200 – 250 м были увеличены длины кабелей бло ков детектирования, и появились две точки их «разрыва»: в приямках ИК в реакторном зале (технологический переход с кабеля блока детектирования на магистральный ка бель) и на гермопроходке (при переходе из гермообъема в межоболочечное простран ство, в котором размещены предусилители). Данное свойство проекта энергоблока яв лялось коренной причиной возникновения помех на некоторых линиях связи в процес се ПНР. Информация о примененных в проекте НВАЭС 2 БДПН дана в табл. 1 .

На рисунке 2 приведена схема размещения БДПН АКНП 01 по высоте в каналах ИК (блоки детектирования внутриреакторной системы контроля перегрузки топлива не показаны). Каждый канал АКНП 01 имеет в своем составе так называемую «гирлянду»

БДПН пускового и рабочего диапазонов, а также или один БДПН 04 (контроль плотно сти потока нейтронов при физическом пуске – функция АФП), или блок детектирования диапазона источника и СКП. Существенным фактором, ограничивающим степени свобо Известия вузов • Ядерная энергетика • №3 • 2017

–  –  –

Рис. 2. Схема размещения БДПН АКНП в каналах ИК

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Таким образом, было найдено решение для выполнения требования проекта АЭС 2006 по размещению БДПН при ограниченном количестве каналов ИК и сохранении обеспе чения надежного контроля реактора по нейтронно физическим параметрам .

Четырехканальная двухкомплектная структура АКНП Блоки детектирования АКНП, ввиду особенностей их размещения, обеспечивают кон троль лишь небольшого участка объема активной зоны [15], прилегающего к каналу ИК, при этом максимальный вклад в показания (85 – 90%) обеспечивают ТВС крайнего слоя, 10 – 15% сигнала обеспечиваются ТВС второго слоя и лишь около 1% – третьего слоя .

Увеличение количества каналов контроля, повлекшее за собой увеличение плотности размещения блоков детектирования нейтронного потока, а следовательно, и уменьше ние площади зон, менее контролируемых БДПН, вызвано следующими причинами .

При проведении некоторых видов испытаний в процессе энергопусков блоков АЭС с ВВЭР было выявлено, что при возникновении локальных неравномерностей энерго выделения в активной зоне происходит непроектный рост мощности и периода в опре деленном секторе активной зоны, который ввиду приведенных выше причин может быть зафиксирован только одним каналом комплекта. При этом не произойдет формирова ния сигналов управления и защиты при наличии условий к их срабатыванию. Такое несрабатывание вызвано применением схемы «2 из 3» в логической схеме инициирую щей части управляющей системы безопасности. Этот эффект был обнаружен при про ведении ПНР на пятом блоке АЭС «Козлодуй», когда непроектное отключение ГЦН и его последующее включение сразу после разгрузки реактора в нарушение регламента выз вало достижение уставок срабатывания аварийной защиты по повышению плотности нейтронного потока только в канале, наиболее приближенном к патрубкам подключае мой петли, и не сопровождалось формированием исполнительного сигнала аварийной защиты. Нарушение режима подключения неработающей петли в совокупности с пре вышающим допустимые величины ксеноновым возмущением в активной зоне при пос ледующих испытаниях привели к повышению активности теплоносителя в первом кон туре, но срабатываний схем защиты и управления по нейтронно физическим парамет рам не произошло. Повышение активности было связано с возникновением дефекта типа газовой неплотности твэлов. Увеличение количества измерительных каналов, привед шее к увеличению плотности размещения БДПН АКНП, снижает вероятность пропуска срабатывания защит по сигналам, формируемым АКНП при локальных возмущениях нейтронного потока вследствие изменения параметров одной из петель, снижает веро ятность пропуска событий в случае режимов с «выбросом» ОР СУЗ. Увеличение количе ства каналов позволило также унифицировать подходы к формированию защит в про ектах АЭС 2006, разрабатываемых как для НВАЭС 2, так и для Ленинградской АЭС 2, про ектом которой предусмотрено четырехканальное исполнение защит в СУЗ для всех ос новных параметров РУ [3] .

С учетом необходимости обеспечения равномерности покрываемого объема контро ля была выбрана схема азимутального размещения БДПН [14] с привязкой каналов контроля к циркуляционным петлям, в которых размещены датчики температуры тепло носителя, показания которых используются в алгоритмах автоматической корректировки показаний мощности .

ХАРАКТЕРИСТИКИ АППАРАТНОЙ И АЛГОРИТМИЧЕСКОЙ ЧАСТЕЙ

ИЗМЕРИТЕЛЬНЫХ КАНАЛОВ АКНП

Предварительные усилители сигналов БДПН Прием сигналов блоков детектирования, их обработку, помехоподавление, нормировку, усиление и передачу в устройства накопления и обработки (УНО) на этапе 2 (см. рис. 1) осуществляют предварительные усилители БПХ, размещаемые в помещениях систем безо Известия вузов • Ядерная энергетика • №3 • 2017 пасности в межоболочечном пространстве. БПХ также осуществляют питание блоков детектирования и обеспечивают возможность настройки показаний БДПН в широком диапазоне. Регулировка осуществляется по параметрам гамма компенсации, дискрими нации шумовых импульсов, коэффициентов преобразования «ток частота» .

Предусилители БПХ – это первая ступень обработки сигналов блоков БДПН, обес печивающая процесс настройки показаний каналов АКНП – так называемую «сшивку»

диапазонов контроля [4]. Тонкая настройка для сшивки диапазонов обеспечивается в УНО АКНП. Сшивка показаний диапазонов контроля является важнейшей обязательной процедурой при первом выходе на минимальный контролируемый уровень мощности (МКУ), которая позволяет обеспечить безударное автоматическое переключение диапа зонов контроля между собой, привести их показания в соответствие друг другу, обес печивая операторов и зависимые системы единым значением мощности во всем диапа зоне, контролируемом АКНП. Сшивка диапазонов контроля проводится в связи с тем, что при первом пуске появляется впервые регистрируемый БДПН АКНП нейтронный поток, значительно зависящий от геометрических характеристик каналов ИК, их распо ложения в биологической защите РУ, влияния на показания элементов конструкции РУ и точек реального расположения БДПН. Сшивка обеспечивается приведением показа ний нижнего диапазона – диапазона источника (ДИ) – к опорному значению, в каче стве которого были выбраны показания аппаратуры физического пуска (АФП) в соста ве каналов АКНП, и последующему приведению остальных диапазонов в соответствие друг другу. Также проверяются и, при необходимости, корректируются границы пере ключения диапазонов контроля между собой .

На рисунках 3, 4 приведена иллюстрация показаний измерительного канала АКНП 01 во время выхода на МКУ мощности первого энергоблока Нововоронежской АЭС 2 после проведения сшивки диапазонов контроля. Как видно, обеспечено плавное пере ключение диапазонов между собой – диапазоны обеспечивают необходимое перекры тие друг друга во всем проектном диапазоне .

Как видно из рис. 3, при подъеме мощности и переключении канала контроля в диапа зон РД1 происходит автоматическое отключение питания БДПН диапазона источника .

Функциями автоматической диагностики это отключение идентифицируется как неисп равность второго класса и приводит к формированию сигнала аварийной защиты по принципу «безопасного отказа». Однако логические алгоритмы обеспечивают блокиров ку этого сигнала по признаку наличия сигнала начала пускового диапазона .

В процессе первого вывода РУ блока № 1 НВАЭС 2 в критическое состояние и после дующего достижения МКУ в результате нарушения порядка настройки оборудования АКНП по реальным показаниям произошло отключение БДПН диапазона источника из за фор мирования сигнала начала рабочего диапазона при отсутствии блокировки по началу пускового диапазона. Это привело к формированию сигналов аварийной защиты в кана лах АКНП и к аварийному останову РУ.

Следующие причины определили это событие:

– БДПН пускового диапазона расположен напротив верхней части активной зоны (см. рис. 2) и находится в «тени» опорной консоли реактора, а БДПН диапазона РД1 – напротив нижней части активной зоны, в области более высокой плотности нейтронного потока; эта неравномерность должна быть нивелирована при настройке измерительных каналов АКНП в процессе первого выхода в критическое состояние и на МКУ мощности;

– на стадии наладочных работ в процессе подавления помех на линиях связи БДПН БПХ при подготовке к выходу в критическое состояние граница перехода «диапазон источника пусковой диапазон» была сильно завышена для фильтрации возможных ложных сраба тываний из за помех, однако в процессе пуска предполагалась переустановка значения этой границы по реальным показаниям. Граница перехода «пусковой рабочий диапазон» нахо дилась на низком значении, установленном при изготовлении оборудования .

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Рис. 3. Иллюстрация показаний измерительного канала АКНП при выходе на МКУ по отдельным диапазонам контроля Рис. 4. Иллюстрация показаний измерительного канала АКНП при выходе на МКУ, результирующее значение мощности Отсутствие в программе достижения МКУ процедуры стабилизации мощности, соот ветствующей работе АКНП в диапазоне источника в целях проведения настройки изме рительных каналов АКНП и сшивки каналов, не позволило своевременно устранить влияние указанных причин в процессе ПНР. В дальнейшем была проведена процедура сшивки диапазонов штатными средствами АКНП, и предпосылки к повторению данной ситуации были устранены .

Устройства накопления и обработки измерительных каналов АКНП Нормированный и усиленный сигнал, пропорциональный плотности нейтронного потока, передается в шкафы накопления и обработки информации УНО. Каждый шкаф представляет собой основное звено измерительного канала, в котором осуществляют ся расчеты значений плотности нейтронного потока, относительной мощности реакто ра, периода (скорости) изменения мощности, реактивности. В УНО формируются сигна лы защиты и управления, осуществляется передача этих сигналов в инициирующую часть УСБ и другие системы, выдача информации на щиты управления и на верхний блочный Известия вузов • Ядерная энергетика • №3 • 2017 уровень (через шлюзовые устройства) и выполняются многие другие функции, в том числе диагностика всех элементов измерительного канала. При помощи органов чело веко машинного интерфейса в УНО осуществляются все основные настройки измери тельного канала, представляются результаты самодиагностики оборудования .

Поскольку УНО осуществляет обработку большого массива информации, выполняет сложные математические операции, а также формирует сигналы защиты и управления, к его функционированию предъявляются жесткие требования по быстродействию, от казоустойчивости, метрологическим характеристикам, глубине диагностирования [2, 4] .

При разработке аппаратно программной платформы УНО в составе АКНП 01 основ ной упор был сделан на следующих основных аспектах .

• Безопасность и надежность:

– реализована многоканальная независимая структура АКНП;

– обеспечено соответствие современным требованиям [6, 7] в области применения ПО (были проведены комплекс процедур верификации и валидации, анализ устойчиво сти к отказам по общим причинам, реализовано разнообразие расчетных кодов и про граммного обеспечения в соответствии с рекомендациями [9], введен всеобъемлющий контроль состояния, контроль версий и целостности ПО, аппаратный контроль функци онирования [8], исключен доступ к ПО и т. д.);

– реализованы дублирующие цепочки расчета мощности и формирования сигналов защиты и управления на непрограммируемых средствах;

– применены цифровые интерфейсы, позволяющие достигать высокие показатели по помехозащищенности, осуществлять обмен с удаленными устройствами по более длинным линиям связи, а также расширить диагностические возможности оборудования .

• Глубокая самодиагностика: контроль исправности и параметров функционирования, начиная от значений входных параметров каждого модуля, выходных сигналов канала и контролируемых характеристиках и заканчивая технологической информацией, такой как счетчики ошибок по шинам обмена информацией, версий и кодов конфигураций и ПО, температурой модулей (всего около 500 контролируемых параметров на каждый канал) .

Это позволило существенно снизить время локализации и устранения неисправностей .

• Внутренняя и межсистемная унификация аппаратной части оборудования .

• Удобный и надежный человеко машинный интерфейс:

– каждый канал АНКП содержит рабочую станцию, на которую выводится обобщен ная и детальная информация о функционировании канала, осуществляется архивирование и реализована возможность оперативного вывода информации в виде графиков;

– реализованы автоматизированные режимы проверки работоспособности, сокра щающие время регламентного обслуживания оборудования с представлением резуль татов проверок и на экране канала, и в виде файлов для обработки на удаленном ПК;

– исключены механические органы управления – снижена вероятность отказов, а также реализована защита от несанкционированного доступа и ошибочной параметри зации каналов (реализованы процедуры аутентификации, контроля и подтверждения записи настроек) .

• Улучшенные метрологические характеристики, обеспечиваемые применением

– высокоточных аналоговых и цифровых преобразователей;

– скоростных интерфейсов обмена;

– широкого набора алгоритмов тонкой настройки с высоким разрешением и функ ций параметризации измерительных цепочек;

– современного алгоритма корректировки показаний мощности, выполненного на базе аттестованной модели кинетики реакторной установки. В АКПМ наряду с традицион ными причинами, влияющими на показания мощности АКНП, такими как температура теп лоносителя и положение органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ),

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

учитывается фактор остаточного энерговыделения, а также реализован алгоритм учета воздействия ксенонового и йодного отравления активной зоны на показания АКНП .

Алгоритм автоматической корректировки показаний мощности АКНП осуществляет контроль нейтронного потока во всех режимах работы реактор ной установки, однако наименьшая погрешность вычисления мощности должна быть достигнута при работе на энергетических уровнях мощности для обеспечения соответ ствия требованиям к точности регулирования. Для этого в составе АКНП предусмотре но наличие алгоритма корректировки показаний мощности (АКПМ), работа которого осуществляется в рабочем линейном диапазоне РД2 (уровень мощности свыше 10% от номинальной мощности Nном). Установленное требование к погрешности вычисления мощности измерительными каналами АКНП 01 – 1% от Nном в стационарных и квази стационарных режимах и 2 – 3% в динамических режимах .

В существовавших алгоритмах автоматической корректировки мощности в АКНП при менялись принципы корректировки при введении поправочных коэффициентов на основе отдельных линейных зависимостей от факторов, влияющих на значение мощности АКНП, вычисляемое по показаниям БДПН, и приводящих к его отклонению от опорного значения средневзвешенной мощности РУ. Основной же задачей при создании нового АКПМ в со ставе АКНП являлось создание функции системы, которая может учитывать любую разум ную комбинацию факторов, образовывающих многомерный массив зависимостей .

На основании требований безопасности, анализа показаний и опыта эксплуатации систем внереакторного контроля мощности в качестве влияющих на показания АКНП факторов при разработке алгоритма АКПМ были установлены следующие:

– изменения показаний БДПН при перераспределении нейтронного поля, вызван ного перемещением ОР СУЗ (в том числе непроектного – при несанкционированном погружении или извлечении отдельных ОР);

– изменения показаний БДПН при изменении плотности теплоносителя в опускном участке с учетом запаздывания (инерционности) в каналах измерения температур;

– изменение концентраций йода и ксенона в активной зоне;

– изменение температур топлива и теплоносителя;

– выгорание топлива в процессе топливной кампании;

– остаточное энерговыделение в активной зоне (не связанное с контролируемым нейтронным потоком и не регистрируемое БДПН);

– отказы датчиков .

Для описания пространственно распределенных параметров (концентрация ксено на, эмиттеры запаздывающих нейтронов и т. д.) в алгоритме АКПМ используются спе циальные базисные функции, которые выбираются так, чтобы наилучшим способом опи сывать все состояния активной зоны, возникающие при эксплуатации системы АКНП .

Они получаются при моделировании большого количества состояний реактора с раз личными параметрами (положение групп ОР СУЗ, уровень мощности реактора и т.д.) .

Моделирование состояний реактора проводилось на полномасштабной всережимной трехмерной диффузионной модели ПК «ПРОСТОР» [10]. После этого на основании по лученной информации с помощью алгоритма построения базиса главных компонентов (БГК) находятся необходимые базисные функции. В алгоритме использован подход с БГК, позволяющий сильно уменьшить размерность исходной системы, что серьезно уве личивает быстродействие алгоритма при сохранении высокой точности [11] .

Тестирование состояний и моделирование реакции АКНП проводилось при помощи многомерного моделирования состояний реактора ВВЭР 1000 на расчетных и экспери ментальных данных третьего энергоблока Калининской АЭС. На рисунке 5 в качестве примера приведен единичный результат трехмерного моделирования реакции показа ний БДПН АКНП на изменения положения 9 й и 10 й групп ОР СУЗ .

Известия вузов • Ядерная энергетика • №3 • 2017 Рис. 5. Модель реакции показаний БДПН АКПН (Idn) на изменения положения 9 й и 10 й групп ОР СУЗ В составе АКНП 01 на блоке № 1 НВАЭС 2 был применен новейший алгоритм АКПМ, не только обеспечивший заданную точность вычисления значений мощности в стационарных и динамических режимах, но и позволивший практически исключить необходимость перио дической ручной тарировки показаний мощности АКНП по значению средневзвешенной мощности энергоблока. В предыдущих поколениях АКНП такая тарировка требовалась в обязательном порядке и проводилась оперативным персоналом в случаях существенного изменения мощности РУ и в процессе выгорания топлива в ходе кампании. В обоих случаях происходило перераспределение плотности потока нейтронов по высоте каналов ИК, кото рое не могло быть полностью нивелировано алгоритмами коррекции. В частности, при про ведении работ на энергоблоке, при которых был пройден цикл «номинальная мощность разгрузка отключение от сети расхолаживание разогрев подключение к сети выход на номинальную мощность» ручная тарировка АКНП не потребовалась, алгоритм АКПМ обес печил допустимое значение погрешности показаний мощности .

ВЫВОДЫ Аппаратура АКНП 01, внедренная на энергоблоке № 1 НВАЭС 2 (шестом энергобло ке Нововоронежской АЭС), является одним из элементов новой, спроектированной с учетом всех современных требований [5], управляющей системы безопасности. АКНП 01 обладает рядом технических и алгоритмических усовершенствований по сравнению с аппаратурой предыдущих поколений, отличается высоким уровнем надежности, тех нологичности, ремонтопригодности. При проектировании особое внимание было уде лено учету требований российских и международных стандартов, что позволяет рассмат ривать аппаратуру в качестве прототипа при создании УСБ энергоблоков АЭС 2006 .

Ввиду высокой степени унификации аппаратура может быть переконфигурирована для учета требований новой нормативной базы, например, по полному разделению уровней глубокоэшелонированной защиты [13] .

Расчетные алгоритмы АКНП обеспечили высокие метрологические показатели и удовлетворение всех требований по погрешности контроля мощности, периода и реак тивности в различных режимах работы энергоблока [14]. Новый человеко машинный интерфейс и глубокая самодиагностика позволяют осуществлять своевременное обна ружение неисправностей, быстрое, удобное и надежное техническое обслуживание обо рудования .

Отдельное внимание в процессе проектирования при развитии АКНП уделяется воп росам обеспечения помехозащищенности кабельных трасс и дополнительным мерам по снижению степени влияния помех на работу каналов .

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Литература

1. НП 082 07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. – М.:

Ростехнадзор, 2007. – 26 с .

2. Частное техническое задание на создание аппаратуры контроля нейтронного потока АКНП 01 (АКНП). СФЮА.021 ТЗ. – М.: ОАО «ВНИИАЭС», 2011 .

3. Дунаев В.Г., Боженков О.Л. Создание АСУ ТП для проектов АЭС 2006. Доклад на Международ ном форуме «АТОМЭКСПО 2009». Москва, 2009 .

4. ГОСТ 27445 87 (СТ СЭВ 6633 89). Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования (с Изменением № 1). – М.: Изда тельство стандартов, 1988. – 18 с .

5. ГОСТ Р МЭК 61513 2011. Атомные электростанции. Системы контроля и управления, важ ные для безопасности. Общие требования. – М.: Стандартинформ, 2012. – 78 с .

6. ГОСТ Р МЭК 60880 2006. Атомные электростанции. Системы контроля и управления, важ ные для безопасности. Программное обеспечение компьютерных систем, выполняющих фун кции категории А. – М.: Стандартинформ, 2011. – 147 с .

7. ГОСТ Р МЭК 62138 2004. Атомные электростанции. Системы контроля и управления, важ ные для безопасности. Программное обеспечение компьютерных систем, выполняющих фун кции категорий B или C. – М.: Стандартинформ, 2011. – 77 c .

8. ГОСТ Р МЭК 60987 2013. Электростанции атомные. Контрольно измерительные приборы и системы управления, важные для обеспечения безопасности. Требования к проектированию аппаратуры для компьютерных систем. – М.: Стандартинформ, 2013. – 78 c .

9. ГОСТ Р МЭК 62340 2007. Электростанции атомные. Системы приборного оснащения и уп равления, важные для обеспечения безопасности. Требования по предотвращению отказов по общей причине. – М.: Стандартинформ, 2011. – 50 c .

10. Батурин Д.М., Будникова О.А., Выговский С.Б. и др. Программный комплекс ПРОСТОР (версия 1). Приложение к аттестационному паспорту №182 от 28.10.2004 .

11. Семенов А.А., Дружаев А.А., Сергеев И.А., Щукин Н.В., Стриковский В.И. Алгоритм коррек тировки показания мощности для каналов контроля нейтронного потока. // Ядерная физика и инжиниринг. – 2013. – Т. 4. – № 8. – С. 758 764 .

12. СФЮА.501319.007 ТУ. Аппаратура контроля нейтронного потока АКНП 01. Технические условия. – М.: ООО «СКУ Атом», 2010. – 8 с .

13. Specific Safety Guide No. SSG 39. Design of Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants. – IAEA, 2016. Электронный ресурс http://regelwerk.grs.de/sites/default/files/cc/dokumente/SSG 39.pdf (дата доступа 15.05.2017)

14. Сергеев И.А. Опыт реализации АКНП для проектов АЭС 2006 на 6 энергоблоке Нововоро нежской АЭС. Доклад на отраслевой научно технической конференции, 2017 .

Электронный ресурс http://www.sniip.ru/assets/images/resources/4174/%D0%A1%D0%9A%D0%A3 %D0%90%D1%82%D0%BE%D0%BC%20 %20%D0%9E%D0%BF%D1%8B%D1%82%20 %D1%80 %D0%B5%D0%B0%D0%BB%D0%B8%D0%B7%D0%B0 %D1%86%D0%B8%D0 %B8%20%D0%90%D0%9A%D0%9D%D0%9F%20%D 0%B4%D0%BB%D1%8F%20 %D0%BF%D1%80%D0%BE%D0 %B5%D0%BA%D1%82%D0%B0%20%D0%90%D0%AD%D0 %A1 2006.pdf (дата доступа 20.06.2017)

15. Изъюров А.С., Лужнов А.М. Применение внереакторных детекторов для контроля за рас пределением энерговыделения по высоте активной зоны реакторов PWR. –М.: Информэнерго, 1985. – 28 с .

Поступила в редакцию 26.06.2017 г .

Авторы Сергеев Иван Алексеевич, генеральный директор ООО «СКУ Атом»

E mail: iasergeev@mail.ru Горбаев Владимир Алексеевич, заместитель руководителя блока атомных станций КЯТК НИЦ «Курчатовский институт»

E mail: gorbaev_va@nrcki.ru Терехов Дмитрий Владимирович, начальник цеха тепловой автоматики и измерений E mail: TerehovDV@nvnpp1.rosenergoatom.ru Известия вузов • Ядерная энергетика • №3 • 2017

UDC 621.039 78

NEUTRON FLUX MONITORING EQUIPMENT

IN THE DESIGN OF NOVOVORONEZH NPP 2

Sergeev I.А.*, Gorbaev V.A.**, Terekhov D.V.*** * JSC «SKU Atom». 24, Raspletina str., Moscow, 123060 **NRC «Kurchatov Institute» .

1 Akademik Kurchatov sq., Moscow, 123182 Russia *** Branch of JSC «Concern Rosenergoatom» «Novovoronezh Nuclear Power Plant»

1 Promyshlennaya zona Yuzhnaya, Novovoronezh, Voronezh reg., 396072 Russia

ABSTRACT

A new generation of neutron flux monitoring equipment (NFME) has been developed for the use in the 3+ generation reactor system of the AES 2006 project. This equipment is a part of control and protection system at the power units of Novovoronezh NPP 2. The following technical improvements were implemented: the four channel two set system structure, the newest software algorithms. These improvements provide better metrology, hardware security and diagnosability, upgraded man machine interface. All this provides better safety, as reliability, diagnosability, serviceability, and metrology features are enhanced .

The new NFME development and implementation is based on the following principles:

compliance with the requirements and recommendations of modern Russian and international norms and technical regulations, experience of creation and operation of similar systems, comprehensive verification and validation, compliance with requirements for the system integration into the automated process control system project for the new power generation units, high level of quality and reliability, high safety performance principles .

The article describes the basic principles of NFME building, innovative and conventional solutions used for the equipment design; deals with issues of putting NFME into operations (taking into account the specific features of the power unit design, customized equipment placement, special requirements for equipment and communication lines noise immunity, approved conformity of metrological specification, equipment launch settings). The article gives analytical results of the NFME operation during the main stages of physical and power start up (fuel loading, critical state output and minimum controlled power level, during physical trials and dynamic tests) .

During the start up operations and pilot operation, the NFME was confirmed to comply with the requirements of the project, regulatory documents, accuracy features were quite satisfactory and serviceability was confirmed .

Key words: reactor unit, safety, NFME, neutron flux, reactor power, detection of neutron flux density, measuring channel, power readings correction .

REFERENCES

1. NP 082 07. Federal rules and regulations in the field of nuclear energy use «Nuclear Safety Rules for Nuclear Power Plants». Moscow. Rostekhnadzor Publ., 2007, 26 p. (in Russian) .

2. SFUA.021 TZ. Private technical requirements for designing the devices of neutron flux control NFME 01 (AKNP 01). Moscow. JSC «VNIIAES» Publ., 2011 (in Russian) .

3. Dunaev V.G., Bozhenkov O.L. The creation of APCS for NPPs in 2006. Paper presented at the International forum «ATOMEXPO 2009». Moscow, 2009 (in Russian) .

4. GOST 27445 87 (ST SEV 6633 89) Neutron flux monitoring systems for control and protection of nuclear reactors. General technical requirements (with modification №1). Moscow. Izdatel’stvo standartov Publ., 1988, 18 p. (in Russian) .

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

5. IEC 61513:2011. Nuclear power plants. Instrumentation and control important to safety .

General requirements for systems. Moscow. Standartinform Publ., 2012, 78 p. (in Russian) .

6. IEC 60880:2006 Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important to safety. Software aspects for computer based systems performing category A functions. Moscow .

Standartinform Publ., 2011, 147 p. (in Russian) .

7. IEC62138:2004. Nuclear power plants. Instrumentation and control important for safety .

Software aspects for computer based systems performing category B or C functions. Moscow .

Standartinform Publ., 2011, 77 p. (in Russian) .

8. IEC 60987:2013. Nuclear power plants. Instrumentation and control important to safety .

Hardware design requirements for computer based systems. Moscow. Standartinform Publ., 2013, 78 p. (in Russian) .

9. IEC 62340:2007. Nuclear power plants. Instrumentation and control systems important to safety. Requirements for coping with common cause failure (CCF). Moscow. Standartinform Publ., 2011, 50 p. (in Russian) .

10. Baturin D.M., Budnikova O.A., Vygovskij S.B., Galkin I.V., Zimin V.G., Kraushkin U.A., Korikovsky K.P., Misherin S.A., Osadchiy M.A., Semenov A.A., Strashnykh V.P., Tikhonov N.V., Chernov E.V., Chernakov V.A., Bay V.F., Bogachek L.N., Lupishko A.A., Chapaev V.M. The program complex PROSTOR (version 1). Application to certification passport №182 ot 28.10.2004 (in Russian) .

11. SemenovA.A., DruzhaevA.A., Sergeev I.A., Schukin N.V., Strikovskij V.I. The algorithm adjust the power readings for channels of neutron flux monitoring. Yadernaya fizika i inzhiniring. 2013, v. 4, no. 8, pp. 758 764 (in Russian) .

12. SFUA.501319.007 TU. The monitoring of neutron flux NFME 01 (AKNP 01). Specifications .

Moscow. JSC «SKU Atom» Publ., 2010, 8 p. (in Russian) .

13. Specific Safety Guide No. SSG 39. Design of Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants, IAEA 2016. Available at http://regelwerk.grs.de/sites/default/files/cc/ dokumente/SSG 39.pdf (accessed May 15 2017) .

14. Sergeev I.A. Experience in the implementation of NFME for projects NPP 2006 6 power unit of Novovoronezh NPP. Report on the branch scientific technical conference, 2017. Availabe at http://www.sniip.ru/assets/images/resources/4174/%D0%A1%D0%9A%D0%A3 %D0%90%D1%82%D0%BE%D0%BC%20 %20%D0%9E%D0%BF%D1%8B%D1%82%20 %D1%80 %D0%B5%D0%B0%D0%BB%D0%B8%D0%B7%D0%B0 %D1%86%D0%B8%D0 %B8%20%D0%90%D0%9A%D0%9D%D0%9F%20%D 0%B4%D0%BB%D1%8F%20 %D0%BF%D1%80%D0%BE%D0 %B5%D0%BA%D1%82%D0%B0%20%D0%90%D0%AD%D0 %A1 2006.pdf (accessed Jun 20 2017) (in Russian) .

15. IzІyurov A.S., Luzhnov A.M. The use of out of pile detectors to control the distribution of energy according to the height of the reactor core PWR. Moscow. Informenergo Publ., 1985, 28 p .

(in Russian) .

Authors Sergeev Ivan Alekseevich, Director of JSC SKU Atom E mail: iasergeev@mail.ru Gorbaev Vladimir Alexeevich, Deputy Head of NPP Department E mail: gorbaev_va@nrcki.ru Terekhov Dmitry Vladimirovich, Head of I&C Department



Похожие работы:

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ КАЗАНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ АРХИТЕКТУРНО-СТРОИТЕЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ Г.М. ЗАГИДУЛЛИНА, Э.И . ШАГИАХМЕТОВА СТРАТЕГИЧЕСКИЙ МЕНЕДЖМЕНТ Учебное пособие КАЗАНЬ УДК 658.1 (075) ББК 3-1...»

«ОТРАСЛЕВОЙ СТАНДАРТ ПУСКОВЫЕ КАЧЕСТВА АВТОМОБИЛЬНЫХ ДВИГАТЕЛЕЙ Методы испытаний на автомобиле ОСТ 37.001.066— 35 Издание официальное МИНИСТЕРСТВО АВТОМОБИЛЬНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ Москва блузки фото РАЗРАБОТАН Центральным научно-иссл...»

«ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА Образовательная программа "Робототехника" имеет техническую направленность и является актуальной и социально значимой, так как ориентирована на решение важных задач по воспитанию гуманной, духовно богатой, технически грамотной личности ребенка. Технология в современном мире и современном образо...»

«ПУБЛИЧНАЯ ОФЕРТА об оказании услуг по предоставлению доступа к сети Интернет для физических лиц 1.ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 1.1. В соответствии со ст. 437 Гражданского кодекса Российской Федерации данный доку...»

«Написала Юлия Чемеринская при помощи доброго десятка человек, как и положено по методике Школа общественных отношений vkruge.info УДК 159.9 ББК 88.5 Чемеринская Юлия Круглая методка. – 2014 г. – 288 с. Эта книга – первая попытка обобщить и систематизировать методику...»

«Департамент градостроительной политики города Москвы Разработка архитектурно-технических решений встроенных и встроенно-пристроенных дошкольных образовательных учреждений (ДОУ) Государственный контракт № ДГП 12-65-ТП Исполнитель ООО ППФ "ПРОЕКТ-РЕАЛИЗАЦИЯ" Москва 2013 Варианты размещения ДОУ различной наполняемости, встроенны...»

«ИСТОЧНИК ВТОРИЧНОГО ЭЛЕКТРОПИТАНИЯ РЕЗЕРВИРОВАННЫЙ ББП-65 PRO Технический паспорт Источник вторичного электропитания резервированный "ББП-65 PRO" (далее – ББП) предназначен для обеспечения бесперебойного электропитания потребителей при номинальном напряжении 12В постоянного тока и токе пот...»

«ПРОТОКОЛ Общественного слушания по Проекту "Строительство асфальто-бетонного завода "Тельтомат" и стационарной асфальтосмесительной установки ДС 117-2Е (25-35 т/ч периодического действия) по адресу г.Уральск, п.Желаево, Промзона 25/2 (промбаза ТОО "Тоби") Дата и время проведения: 06 апреля 201...»







 
2019 www.mash.dobrota.biz - «Бесплатная электронная библиотека - онлайн публикации»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.