МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования
«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»
Обнинский Институт Атомной Энергетики
На правах рукописи
Алыев Руслан Ровшанович
Распознавание состояния активной зоны и анализ достоверности информации системы внутриреакторного контроля при эксплуатации топливных загрузок ВВЭР – 1000
05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации
Диссертация на соискание ученой степени
кандидата технических наук
Научный руководитель
доктор технических наук
С.Т. Лескин
Обнинск – 2013
С одержание
Введение 4
Глава 1 Система внутриреакторного контроля 10
1.1 Назначение и состав 10
1.1.1 Назначение системы внутриреакторного контроля 10
1.1.2 Состав СВРК 12
1.2 Основное оборудование СВРК 15
1.2.1 Детекторы прямого заряда и сборки внутриреакторных детекторов 15
1.2.2 Термометры сопротивления и термопары 19
1.2.3 Программно-технический комплекс ВК СВРК 22
1.3 Описание алгоритмов СВРК 24
1.3.1 Определение нейтронно-физических констант 26
1.3.2 Балансное уравнение для потока нейтронов 27
1.3.3 Граничные условия для решения балансного уравнения 30
1.3.4 Расчет энерговыделения с учетом показаний ДПЗ 31
1.4 Результат аппаратного и программного развития СВРК 32
1.5 Выводы по главе 1 34
Глава 2 Анализ состояния измерительной системы и активной зоны реактора ВВЭР-1000 по данным СВРК 36
2.1 Проверка достоверности показаний ДПЗ 36
2.1.1 Динамический расчет активной зоны реактора ВВЭР-1000 38
2.1.2 Метод исключенного ДПЗ 38
2.2 Проверка достоверности рассчитываемых полей ЭВ 40
2.2.1 Анализ поведения аксиального офсета 40
2.2.2 Сравнение полей ЭВ СВРК с расчетными полями ЭВ 41
2.2.3 Анализ восстановленного поля ЭВ 43
2.3 Другие вопросы эксплуатации СВРК 46
2.3.1 Подтверждение положения ОР СУЗ по показаниям ДПЗ 46
2.3.2 Проверка сцепления штанг приводов ОР СУЗ со своими ПС после выхода реактора ВВЭР-1000 на МКУ мощности 49
2.4 Выводы по главе 2 50
Глава 3 Применение математических методов распознавания образов и теории графов для анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000 51
3.1 Анализ работоспособности измерительной системы и программного обеспечения внутриреакторного контроля ВВЭР-1000 51
3.1.1 Оценка состояния измерительной системы контроля ЭВ в активной зоне реактора 51
3.1.2 Сравнение различных ПО СВРК 54
3.1.3 Результат анализа состояния измерительной системы контроля ЭВ в активной зоне реактора ВВЭР-1000 56
3.1.4 Анализ программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000 59
3.1.5 Выводы по разделу 3.1 63
3.2 Оперативный контроль изменения состояния активной зоны с помощью представления активной зоны эталонным графом 64
3.2.1 Представление состояния активной зоны минимальным остовным деревом 64
3.2.2 Выбор весовой функции 65
3.2.3 Контроль за состоянием активной зоны 66
3.2.4 Анализ результатов 68
3.2.5 Выводы по разделу 3.2 74
Глава 4 Программный комплекс «КАРУНД» 75
4.1 Режимы работы и входные данные программного комплекса «КАРУНД» 76
4.2 Описание интерфейса программного комплекса «КАРУНД» 76
4.3 Выводы по главе 4 81
Глава 5 Работа программного комплекс «КАРУНД» в некоторых тестовых задачах 82
5.1 Определение недостоверных показаний измерительной системы ВРК 82
5.2 Подтверждение положения ОР СУЗ по показаниям измерительной системы ВРК 83
5.3 Представление информации о состоянии активной зоны 84
5.4 Анализ состояния программного обеспечения СВРК 85
5.5 Выводы по главе 5 87
Заключение 88
Список сокращений 90
Список литературы 92
Приложение 1 Структурная схема СВРК энергоблока с реактором ВВЭР-1000 101
Приложение 2 Пример результата работы метода «исключенного ДПЗ» 102
Приложение 3 Пример инициирующего файла Filename.ini для подпрограммы «Анализ СВРК» 105
Приложение 4 Пример каталога с файлами данных эталонного поля ЭВ 106
Приложение 5 Примеры работа программного комплекса «КАРУНД» в тестовых задачах 107
Введение
Активная зона - часть реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления и передачи энергии теплоносителю [1; 2].
С точки зрения классификации аварийных ситуаций, аварии на активной зоне относятся к маловероятным событиям. Вероятность их возникновения 10-4 – 10-6 на реакторгод [1; 3]. Однако последствия этих отказов настолько серьезны, что контролю безопасности и условиям эксплуатации активной зоны уделяется большое внимание [3–5]. Требования к обеспечению безопасной эксплуатации будут все более строгими, если принимать во внимание программу ОАО «Концерн «Росэнергоатом» по повышению мощности реакторных установок ВВЭР-1000 до 104% на 2007-2015 годы, а также недавние события в Японии [6 – 9].
Объектом исследования данной работы являются условия эксплуатации активной зоны, информативность измерительной системы и программного обеспечения системы внутриреакторного контроля (СВРК) для реакторов ВВЭР-1000.
Определяющая цель работы – повышение безопасности эксплуатации топливных загрузок реакторов ВВЭР–1000 за счет разработки и внедрения дополнительных к существующим методов контроля состояния активной зоны по данным СВРК, состояния программного обеспечения (ПО) внутриреакторного контроля для своевременного обнаружения физических процессов в активной зоне и выявления недостоверных показаний измерительной системы. При этом качество представления информации и оперативность анализа увеличивается.
Для достижения поставленной в работе цели использовались следующие методы исследования: анализ структуры СВРК ВВЭР-1000 и представления информации оператору, анализ применяемых методов проверки состояния измерительной системы и активной зоны реактора ВВЭР-1000 по данным СВРК, разработка методов и алгоритмов анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000 и их реализация в среде программирования, адаптированной для работы на персональном компьютере с операционной системой Windows для использования на рабочих станциях оперативного персонала, управляющего РУ и экспертов, сопровождающих работу СВРК.
Актуальность работы обусловлена необходимостью внедрения дополнительных, методов контроля за состоянием СВРК, активной зоны реакторов ВВЭР-1000 по данным внутриреакторного контроля в связи с конструктивными изменениями СВРК, модернизацией ПО и увеличением количества данных, представляемых эксплуатационному персоналу.
Основные научные результаты, полученные лично соискателем:
- Проведен анализ существующих методов контроля за состоянием СВРК и активной зоны реакторов ВВЭР-1000. Сделан вывод о необходимости разработки дополнительных методов и алгоритмов для своевременного распознавания состояния активной зоны и анализа достоверности информации системы внутриреакторного контроля.
- Разработан алгоритм анализа данных измерительной системы и ПО СВРК, основанный на анализе совокупности данных путем линейного преобразования массива измерений с помощью метода главных компонент. Подтверждена возможность, при помощи этого метода, оперативно выявлять недостоверные показания измерительной системы ВРК и проводить сравнение различных версий ПО СВРК.
- Разработан алгоритм анализа состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000, основанный на представлении совокупности измерений СВРК минимальным остовным деревом (графом). Подтверждена возможность, при помощи этого метода, оперативно представлять объективную информацию об изменении состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000, опираясь только на показания измерительной системы.
- Выполнен анализ данных измерительной системы внутриреакторного контроля. Выявлены недостоверные показания измерительной системы, не обнаруженные штатной системой, идентифицированы отклонения в состоянии активной зоны. Достоверность результатов подтверждена опытом сопровождения работы СВРК и эксплуатации активных зон реакторов ВВЭР-1000.
- Получены новые результаты сравнительного анализа различных версий ПО СВРК Калининской АС, которые показывают, что опыт эксплуатации старых версий СВРК не в полной мере учтен в новых версиях.
Научная новизна исследования:
- На основе метода главных компонент разработан алгоритм анализа состояния активной зоны, измерительной системы, ПО СВРК реактора ВВЭР-1000, который:
- позволяет наглядно представлять состояние измерительной системы ВРК;
- дает возможность объективно (опираясь лишь на формализм разработанной модели), своевременно, на ранней стадии, когда отклонения в работе ПО не приводят к неправильным выводам о состоянии активной зоны, оценить необходимость коррекции физической модели программного обеспечения и эффективность корректировки.
- Впервые выполнено сравнение различного ПО СВРК в общей системе координат. Разработан новый, дополнительный критерий оценки адекватности физической модели, представленной в ПО, фактическому состоянию активной зоны, который позволяет оценить какое программное обеспечение более правильно описывает распределение энерговыделения в активной зоне.
- Разработан алгоритм контроля изменения состояния активной зоны по отношению к эталону, использующий представление состояния активной зоны минимальным остовным деревом:
- на основе совместного анализа показаний ДПЗ и ТП обеспечивается контроль практически всей активной зоны;
- наглядное представление изменения состояния активной зоны сокращает время для принятия оперативных решений, если это необходимо, об изменении режимов эксплуатации;
- исключается влияние систематической погрешности измерительных каналов при представлении информации эксплуатационному персоналу.
Практическая значимость исследования. Разработанные методы и алгоритмы анализа измерительной системы, ПО СВРК и состояния активной зоны доведены до конечного программного продукта, который используется в отделе ядерной безопасности и надежности на Калининской АЭС и готовится к внедрению для оперативного контроля. Проанализированы измерительные системы и ПО СВРК блоков № 1, 2, 3 Калининской АС, режимы, связанные с нарушениями в состоянии активной зоны. Полученные результаты подтверждаются опытом эксплуатации активных зон и опытом анализа данных СВРК персоналом, сопровождающим ее работу на блоках Калининской АС, и существенно повышают безопасность эксплуатации АС.
На защиту выносится:
- Обоснованность и необходимость использования методов и алгоритмов для своевременного распознавания состояния активной зоны и анализа достоверности информации системы внутриреакторного контроля.
- Алгоритмы анализа данных измерительной системы, ПО СВРК и анализа состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000.
- Результаты анализа данных системы внутриреакторного контроля с помощью разработанных алгоритмов, которые подтверждают возможность оперативно выявлять недостоверные показания измерительной системы ВРК, сбои в работе ПО СВРК, подтверждают правильность представления информации о состоянии активной зоны эксплуатационному персоналу и возможность оценки ее достоверности.
- Результаты сравнительного анализа различных версий ПО СВРК Калининской АЭС, которые демонстрируют возможность качественно сравнить между собой две программы восстановления поля ЭВ.
- Практическая реализация разработанных методов и алгоритмов.
Структура диссертационной работы.
В главе 1 описано назначение и состав СВРК типового проекта РУ В-320 с реактором ВВЭР-1000. Приведена структура измерительного комплекса, описано основное оборудование, структура программного обеспечения и основные алгоритмы его работы. Показана необходимость обеспечения дополнительного контроля за функционированием современного ПО СВРК, а также необходимость создания средств обработки и представления возросшего объема информации.
В главе 2 выполнен обзор существующих методов проверки работоспособности измерительной системы ВРК, методов проверки достоверности рассчитываемых СВРК полей ЭВ, а также представлены вопросы эксплуатации активных зон реакторов ВВЭР-1000, которые решаются с помощью разработанных методов.
В главе 3 представлены разработанные методы и алгоритмы анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000. Представлены результаты тестовой работы этих алгоритмов на данных эксплуатации энергоблоков Калининской АС. Показана эффективность разработанных методов и алгоритмов по отношению к существующим при оценке реальных инцидентов в процессе эксплуатации.
В главе 4 представлен программный комплекс «КАРУНД», основанный на методах, приведенных в главе 3. Выполнено описание основных режимов работы программы и необходимых исходных данных для ее работы. Описан интерфейс программного комплекса «КАРУНД» и работа с ним.
В главе 5 представлена работа программного комплекса с архивами данных блоков № 1, 2, 3 Калининской АС. Полученные результаты согласуются с выводами экспертов, сопровождающих работу СВРК и опытом эксплуатации РУ ВВЭР-1000.
Глава 1 Система внутриреакторного контроля
- Назначение и состав
- Назначение системы внутриреакторного контроля
Система внутриреакторного контроля (СВРК) входит в состав системы контроля управления и диагностики (СКУД) [10] реакторной установки ВВЭР-1000 и обеспечивает в режимах нормальных условий эксплуатации (НУЭ), нарушения нормальных условий эксплуатации (ННУЭ) и при проектных авариях:
- контроль нейтронно-физических и теплогидравлических параметров активной зоны реактора, параметров теплоносителя первого и второго контуров при работе энергоблока в базовом и маневренном режимах, в том числе контроль за распределением энерговыделения в объеме активной зоны;
- защиту активной зоны реактора по локальным параметрам (линейной мощности твэл, запасу до кризиса теплообмена) в диапазоне мощности от 35 до 110 % от номинальной;
- управление распределением энерговыделения по объему активной зоны реактора при работе энергоблока в маневренном режиме.
Функции СВРК подразделяются на: управляющие, информационные, вспомогательные [11 – 15].
Управляющие функции включают:
- сбор дискретных и аналоговых сигналов датчиков, входящих в состав СВРК и характеризующих состояние линейной мощности ТВЭЛ по объему активной зоны и запас до кризиса теплообмена;
- предварительную обработку (преобразование в цифровой код, масштабирование, фильтрацию и линеаризацию) аналоговых сигналов;
- проверку достоверности полученной информации (проверку границ и/или скорости изменения аналоговых сигналов);
- расчет линейной мощности ТВЭЛ и запаса до кризиса теплообмена;
- формирование и выдачу в аппаратуру логической обработки сигналов системы управления и защиты управляющей системы безопасности инициирующей (АЛОС СУЗ – УСБИ) сигналов защиты при превышении линейной мощности ТВЭЛ допустимых значений (с учетом показаний соседних датчиков контроля нейтронного потока (ДПЗ), контролирующих состояние данного участка активной зоны) для инициирования работы аварийной защиты;
- формирование и выдачу в АЛОС СУЗ – УСБИ сигналов защиты при достижении запаса до кризиса теплообмена в активной зоне реактора недопустимого уровня для инициирования работы аварийной защиты.
Информационные функции включают:
- сбор дискретных и аналоговых сигналов от датчиков, входящих в состав СВРК, характеризующих состояние активной зоны реактора, первого и второго контуров, а также прием команд оператора (вызов информационных форматов, распечатка протоколов событий);
- предварительную обработку (преобразование в цифровой код, масштабирование, фильтрацию и линеаризацию) аналоговых сигналов;
- проверку достоверности полученной информации (проверку нахождения сигналов в пределах установленных границ и/или скорости изменения аналоговых сигналов);
- расчет параметров, характеризующих текущее состояние объекта, в том числе значения энерговыделения (ЭВ) ТВС в активной зоне, температуры теплоносителя на выходе из тепловыделяющих сборок, «холодных» и «горячих» нитках петель первого контура, давления и перепада давления на реакторе, концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура, расхода теплоносителя и текущей мощности реактора (тепловой и электрической);
- передачу в систему верхнего блочного уровня (СВБУ – верхний уровень СКУД) параметров, определяющих текущее состояние активной зоны реактора, и сигналов об отклонении за допустимые границы изменения параметров, определяющих пределы безопасной эксплуатации РУ, для последующего представления их на видеограммах и мнемосхемах графических дисплеев, а также для долговременного хранения в общеблочном архиве [15].
Вспомогательные функции включают:
- первоначальный старт и автоматический рестарт отдельных программно-технических средств (при восстановлении питания и устранении неисправностей);
- автоматический контроль исправности (самодиагностику) оборудования СВРК (линий связи, программно-технических средств, каналов связи);
- контроль и калибровку измерительных каналов;
- реконфигурирование резервированных структур с сохранением выполнения функций системы;
- ведение единого с АСУ ТП астрономического времени;
- архивизацию истории работы оборудования СВРК (отказы/восстановления, вмешательство оперативного персонала) с последующим выводом информации по запросу оперативного персонала [15].
- Состав СВРК
В состав СВРК, структурная схема которой приведена в приложении 1, входит множество компонентов, обеспечивающих, в совокупности, выполнение ее основных функций.
Датчики:
- Сборки внутриреакторных детекторов (СВРД) – (1) (здесь и далее по разделу 1.1.2 номер устройства на структурной схеме СВРК – приложение 1). Для РУ В-320 использованы СВРД трех типов, которые отличаются между собой местом установки датчиков контроля температуры теплоносителя. КНИТ2Т – предназначен для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ равномерно размещенных по высоте активной зоны, и для контроля температуры на входе и выходе из активной зоны с помощью термопар. КНИТ3Т – имеет дополнительную (по сравнению с КНИТ2Т) термопару в верхнем объеме реактора (под крышкой реактора). На начальном этапе эксплуатации РУ 3 блока Калининской АЭС принято решение установить СВРД КНИ-5(Б), которые предназначены только для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ; КНИТУ – предназначен для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ, равномерно размещенных по высоте активной зоны, контроля температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, контроля температуры теплоносителя в верхнем объеме, а также предназначен для контроля уровня теплоносителя в корпусе реактора (таблица № 1) [16];
- термометры сопротивления на «холодных» и «горячих» нитках петель первого контура – (2);
- термопары на «холодных» и «горячих» нитках петель первого контура - (2);
- термопары для контроля температуры теплоносителя на выходе из активной зоны - (3);
- датчики теплогидравлических параметров теплоносителя первого контура (давление, перепад давления и т.д.) – (4);
- датчики теплогидравлических параметров теплоносителя второго контура (температура, давление и т.д.) – (5).
Измерительные (сигнальные) кабели:
- измерительные кабели для передачи сигналов от датчиков СВРД до гермопроходок через контаймент – (7, 8);
- измерительные кабели для передачи сигналов от датчиков теплогидравлических параметров теплоносителя и контроля состояния технологического оборудования первого контура до гермопроходок через контаймент и до измерительной аппаратуры программно-технических комплексов ПТК-З – (9, 10);
- измерительные кабели для передачи сигналов от гермопроходок для датчиков первого контура и датчиков теплогидравлических параметров теплоносителя и контроля состояния технологического оборудования второго контура до клеммного шкафа – (11);
- измерительные кабели от смежных систем (АКНП, ТПТС) до клеммного шкафа – (12);
- измерительные кабели для передачи сигналов от клеммного шкафа до измерительной аппаратуры программно-технического комплекса ПТК-ИУ и сигнальные кабели для передачи управляющих сигналов из ПТК-ИУ в клеммный шкаф – (13);
- сигнальные кабели для передачи сигналов защиты из аппаратуры ПТК-З в АЛОС УСБИ АЗ, ПЗ – (16) и сигнальные кабели для передачи управляющих сигналов из клеммного шкафа в комплекс электрооборудования (КЭ) СУЗ-УСБИ – (17).
Программно-технический комплекс нижнего уровня ПТК-НУ:
- программно-технический комплекс формирования сигналов защиты ПТК-З, включающий два трехканальных комплекта (шесть стоек УИ-174Р07 с программой функционирования ПФ ПТК-З) – (20). Предназначен для формирования сигналов защиты активной зоны по локальным параметрам;
- информационно-управляющий программно-технический комплекс ПТК-ИУ, включающий два канала (две стойки УИ-174Р08 с программой функционирования ПФ ПТКИУ) – (21);. Предназначен для выдачи в КЭ СУЗ-УСБИ сигналов управления распределением поля энерговыделения в активной зоне реактора, при поступлении в него задания на изменение положения органов регулирования ОР СУЗ в маневренных режимах эксплуатации РУ;
- станция контроля нижнего уровня (СК-НУ) (одно устройство СК-01П-02 с программой поддержки эксплуатации ППЭ) – (19). Предназначена для поддержки эксплуатации оборудования ПТК-НУ и ПТК – ВРШД в период работы реактора на мощности и проверки работоспособности оборудования ПТК-НУ в период планово-предупредительного ремонта (ППР);
- программно-технический комплекс ВК СВРК, (две стойки ВК-01Р-10 со встроенными в них коммутаторами СВРК, с системным СПО и прикладным программным обеспечением ППО СВРК) – (22). Предназначен для восстановления поля энерговыделения, расчета основных параметров РУ, контроля и сигнализации отклонения за допустимые пределы параметров, определяющих безопасность эксплуатации РУ, формирования команд на управление положением органов регулирования, передачи информации в смежные системы;
- сервисная станция дежурного инженера ССДИ (одна стойка ИС-01П с системным СПО и прикладным ППО программным обеспечением) - (28). Предназначена для загрузки программного обеспечения ВК СВРК, поддержки эксплуатации оборудования ВК СВРК, накопления и долговременного хранения (архивизации) значений контролируемых параметров с возможностью их вывода по запросу эксплуатирующего персонала.
- Основное оборудование СВРК
- Детекторы прямого заряда и сборки внутриреакторных детекторов
ДЕТЕКТОРЫ ПРЯМОГО ЗАРЯДА (ДПЗ) предназначены для контроля локального значения плотности потока нейтронов (энерговыделения) в активной зоне ядерных реакторов. ДПЗ представляет собой источник тока, в котором измеряемый ток возникает за счет использования кинетической энергии заряженных частиц, возникающих при взаимодействии нейтронов реактора с нейтронно-чувствительным элементом ДПЗ [11; 17; 18].
 | Сборка внутриреакторных детекторов (СВРД) обеспечивает контроль:
|
| Рисунок 1 СВРД |
 |
|
| Рисунок 2 ДПЗ |
В применяемых на реакторах ВВЭР детекторах типа ДПЗ-1М (рис. 2) эмиттер представляет собой родиевую проволочку диаметром 0,5 и длиной 200 мм. Изолятор изготовлен из кварцевой трубки, коллектор - из нержавеющей трубки диаметром 1,3 мм. В качестве линии связи используется двухжильный кабель с изоляцией из окиси магния. Выходной сигнал ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения, который в свою очередь связан с энерговыделением в ближайших твэлах. Восстановление поля ЭВ по сигналам ДПЗ осуществляется на основе коэффициентов пропорциональности, зависящих от многих факторов, в том числе от обогащения топлива и его выгорания, концентрации борной кислоты, температуры теплоносителя и т.д. Значения этих коэффициентов находят расчетным путем. При нахождении коэффициентов учитывают также и выгорание материала эмиттера ДПЗ. В активной зоне ДПЗ, расположенные на одной вертикали, конструктивно объединяются в СВРД или нейтронно-измерительный канал (КНИ). КНИ серийных реакторов ВВЭР-1000 (рис. 1) состоит из защитной арматуры 4, детекторной части 5 и миниатюрного разъема 1. Арматура 4 предназначена для защиты ДПЗ от механических воздействий и контакта с теплоносителем первого контура и обеспечивает герметизацию первого контура.
В состав детекторной части входят семь детекторов ДПЗ-1М, равномерно размещенных по высоте активной зоны с шагом 437,5 мм, защитный экран 6, узел уплотнения 3 и семь линий связи 2. Каждая линия связи кроме сигнального проводника содержит фоновый проводник.
Защитный экран предназначен для уменьшения фонового тока, возникающего в линии связи 2 под воздействием бетта-излучения эммитеров ДПЗ. С этой целью все семь детекторов располагают по одну сторону экрана, а их линии связи - по другую сторону. Узел уплотнения расположен в верхней части КНИ и предназначен для обеспечения герметичности первого контура при появлении течи в защитной арматуре. Разъем типа РС-19 обеспечивает подсоединение КНИ к линиям связи с целью передачи сигналов ДПЗ к аппаратуре СВРК [11; 18; 19].
Достоинства ДПЗ:
- эксплуатация в условиях активной зоны;
- миниатюрность (диаметр чувствительной части 1,4-1,5 мм) обеспечивает размещение достаточно большого количества ДПЗ в реакторе и совмещение в одной сборке детекторов, обеспечивающих измерение различных параметров, без существенных затруднений в проведении основного технологического процесса;
- высокая, технологически достижимая идентичность ДПЗ (±0,75%);
- не требует нейтронной калибровки в процессе изготовления;
- линейность относительно измеряемого параметра;
- практически неограниченный верхний предел измерения;
- малое и легко учитываемое выгорание материала эмиттера;
- малая чувствительность к гамма-фону реактора;
- рабочие температуры до 650оС. Имеется опыт использования при более высоких температурах.
Таблица № 1 Типы СВРД
| СВРД | Назначение | ДПЗ шт. | Контроль температуры | Уровень теплоносителя | Расход теплоносителя | |
| ТП шт. | аварийной | |||||
| КНИ | Контроль плотности потока нейтронов (энерговыделения) | 7 | нет | нет | нет | нет |
| КНИТ | КНИ + контроль температуры теплоносителя на выходе из ТВС | 7 | 1 | да | нет | да |
| КНИТТ | КНИТ + 1 термопара для контроля температуры теплоносителя на входе в активную зону | 7 | 2 | да | нет | да |
| КНИТ2Т | КНИТ + 2 термопары для контроля температуры теплоносителя на входе в активную зону и под верхним блоком корпуса реактора | 7 | 3 | да | нет | да |
| КНИТУ | КНИТТ + контроль уровня теплоносителя в корпусе реактора датчик | 7 | 2 | да | 3 точки контроля | да |
| КИТУ | Контроль уровня теплоносителя и темп. | нет | 2 | да | 5 точек контроля | нет |
Сборки внутриреакторных детекторов для реакторов с водой под давлением имеют вид, представленный на рисунке 1 и подразделяются на несколько типов по способу изготовления и выполняемым функциям (таблица 1) [11; 15; 18].
СВРД, при наличии соответствующей электроники, обеспечивают выработку сигналов для систем автоматического регулирования и защиты, включая локальные, измерения реактивности, периода реактора т.п.
Достоинства СВРД:
- обеспечивает измерение параметров внутриреакторного контроля в соответствии с [20];
- конструкция СВРД обеспечивает ее работоспособность в условиях максимальной проектной аварии [1];
- исключение наведенной радиоактивности в поставляемых сенсорах;
- возможность проведения модернизаций и модификаций СВРД;
- небольшие размеры изделий, что обеспечивает размещение достаточно большого их количества в реакторе без существенных затруднений в проведении основного технологического процесса и возможность совмещения в одной сборке детекторов обеспечивающих измерение различных параметров.
- Термометры сопротивления и термопары
В системе ВРК используются термодатчики двух типов - термопары ТП и термосопротивления ТС. В системе ВРК ТП используют для работы в тяжелых условиях внутри корпуса реактора для массовых измерений температуры теплоносителя на выходе из топливных кассет, а также температуры теплоносителя в общем объеме. ТС применяют для проведения точных измерений в менее тяжелых условиях. Например, по ТС, установленным на холодных и горячих нитках циркуляционных петель, осуществляют калибровку всех ТП первого контура [17; 18].
Если в системах термоконтроля первых реакторов типа ВВЭР использовались ТП хромель-копель, то в системах ВРК серийных реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 использовались ТП градуировки хромель-алюмель, градуировочная характеристика которых меньше зависит от дозы радиационного облучения, несмотря на то, что эти ТП обладают вдвое меньшей чувствительностью [11; 21]. Работа ТП основана на термоэлектрическом эффекте, т.е. возникновении термо-ЭДС в замкнутой цепи из двух разнородных проводников при наличии разности температур между холодным и горячим спаями проводника. При измерении температуры с помощью ТП ее горячий спай помещают в точку измерения, а в разрыв холодного спая включают измерительный прибор. Поскольку термо-ЭДС зависит от разности температур холодного и горячего спаев, для получения абсолютного значения температуры необходимо внести поправку на температуру холодного спая (так называемая компенсация температуры холодного спая).
ТП системы ВРК изготавливают из термопарного кабеля, представляющего собой хромелевый и алюмелевый провода, помещенные в оболочку с порошком окиси магния. Со стороны горячего спая провода сваривают друг с другом и с оболочкой. Со стороны холодного спая кабель заделывают специальным герметиком, чтобы обеспечить герметичность ТП в целом [11; 18].
 | |
| Рисунок 3 Термопара ТХА-2076 |
Для измерения температуры теплоносителя внутри корпуса реактора применяют термопары, типа ТХА-2076, конструкция которых показана на рис. 3. В них использован кабель КТМС 1 с диаметром 1,5 мм, армированный для увеличения жесткости чехлом 2 из нержавеющей трубки диаметром 4х1 мм. Горячий спай ТП 4 заделан в специальный наконечник 3 диаметром 4 мм, который сопряжен по размерам с посадочным гнездом в сухом канале блока защитных труб реактора для получения наилучшего теплового контакта. Тепловая инерция ТП не более 20 с. Средный срок службы - не менее 6 лет; средний ресурс - не менее 25 000 ч [18].
Погрешность измерения ТП обусловлена следующими факторами:
- разбросом градуировочной характеристики ТП вследствие несовершенства технологии ее изготовления;
- влиянием распределения температуры по длине ТП;
- неточностью компенсации температуры холодного спая ТП;
- погрешностью измерительной аппаратуры;
- гамма-разогревом "горячего" спая и влиянием эмиссионного тока в проводах ТП.
Кроме того, в процессе эксплуатации внутриреакторных ТП под воздействием радиационного облучения происходит медленное изменение градуировочной характеристики ТП, связанное с радиационными превращениями элементов, входящих в состав электродов ТП. Большинство этих погрешностей можно скомпенсировать путем проведения калибровки подсистемы термоконтроля на малых уровнях мощности реактора, когда подогревом теплоносителя в зоне можно пренебречь. При этом во всех точках 1 контура устанавливается практически одинаковая температура и можно прокалибровать все ТП по образцовым ТС на циркуляционных петлях. Индивидуальные поправочные коэффициенты для каждой ТП заносятся в память аппаратуры и автоматически учитываются в последующем при работе реактора на мощности. Дополнительная погрешность, которая может возникнуть за счет радиационного подогрева термопар, не превышает 0,75 °С.
- Программно-технический комплекс ВК СВРК
В качестве технических средств ВК СВРК использует серверные вычислительные устройства (СВУ), предназначенные для сбора, обработки и представления эксплуатирующему персоналу информации о состоянии аппаратуры СВРК «Гиндукуш-М». Эти функции выполняют два СВУ, работающие параллельно. Оба СВУ имеют возможность обмена информацией друг с другом [22].
Каждое СВУ выполняет следующие основные функции:
- обеспечение выполнения расчетной и логической обработки данных (комплексная вычислительная задача прикладного уровня);
- обеспечение хранения, чтения/записи информации на четырех независимых устройствах долговременного хранения информации;
- обеспечение функций двух независимых коммуникационных узлов локальной вычислительной сети – прием/передача информации по коммутируемым линиям связи Ethernet/FastEthernet и оптоволоконным оптическим связям.
Конструктивно СВУ представляет собой шкаф, внутри которого смонтировано все основные составные части (рис. 4). Основу его составляют два устройства файл-сервера (УФС) и два вычислительных устройства (ВУ) на базе микропроцессоров Intel Xeon. ВУ обеспечивают выполнение расчетной и логической обработки данных, а УФС их хранение и обмен с внешними абонентами. Пиковая производительность каждого ВУ (УФС) составляет 24 Gflops. Циклы расчета отдельных параметров отличаются друг от друга (от 1 с для расчета оперативных параметров до нескольких секунд, минут и часов для неоперативных параметров – нуклидный состав, выгорание топлива и т.д.).
В шкафу размещаются следующие основные части: блок контроля, вентиляционное устройство, вычислительные и файл-серверные устройства, два коммутатора сети Ethernet, два источника бесперебойного питания, соединительные кабели и элементы, необходимые для коммутации электропитания и кабелей связи.
Рисунок 4 Серверное вычислительное устройство
Состав оборудования ВУ представлен в таблице 2.
Таблица № 2 Состав оборудования ВУ
Состав оборудования УФС представлен в таблице 3.
Таблица № 3 Состав оборудования УФС
- Описание алгоритмов СВРК
Обобщенная структурная схема нейтронно-физических расчетов пакета прикладных программ ВК СВРК представлена на рисунке 5.
ВК СВРУ работают независимо в дублированном режиме. При этом предусмотрен обмен информацией между комплектами.
Рисунок 5 Структурная схема нейтронно-физических расчетов
Алгоритмы работы блока нейтронно-физических расчетов в данном разделе описаны в соответствии с [23] для понимания решаемых им задач. В том же источнике приведено подробное описание алгоритмов и конечно-разностных схем, которые используются СВРК при восстановлении поля ЭВ в активной зоне реактора ВВЭР-1000.
- Определение нейтронно-физических констант
На первом этапе выполнения нейтронно-физических расчетов выполняется расчет физических параметров активной зоны.
Нейтронно-физические константы для каждой группы ТВС одинаковой конструкции, а также состава топливных элементов (далее – сорт ТВС), подготавливаются с помощью программы ТВС-М. Расчет производится с нулевым током нейтронов на границе ТВС (с учетом зазора между ТВС в активной зоне) и выводом на значение Кeff=1 подбором аксиального баклинга BZ. Программа ТВС-М при подготовке констант опирается на непосредственное геометрическое описание фрагмента активной зоны в двумерном приближении (например – поперечное сечение ТВС), используя при этом описание материалов на уровне концентраций и современные библиотки нейтронно-физических констант материалов подобные тем, которые используются в программах типа MCU [24 – 27].
Для реализации алгоритма нейтронно-физических расчетов необходимы следующие параметры [28– 31]:
- коэффициент размножения
, - площадь миграции нейтронов
, - длина диффузии тепловых нейтронов L,
- количество нейтронов деления
, - доля делений в тепловой области
, - длина экстраполяции для асимптотической моды d,
- длина экстраполяции для тепловых нейтронов
, - количество энергии, выделяемое при делении Е,
- коэффициент диффузии быстрых нейтронов
, - эффективные сечения ксенона и самария,
все эти величины представляются в виде аппроксимационных зависимостей и задаются извне на основании расчетов по программе ТВС-М [23].
- Балансное уравнение для потока нейтронов
Исходная двухгрупповая система уравнений для определения потока замедляющихся (далее – быстрых) нейтронов F и потока тепловых нейтронов FТ имеет вид [32; 33]:
 | ( 1.1 ) |
где функция F относится к группе быстрых нейтронов, а FТ - к группе тепловых нейтронов; индекс Т – обозначает параметр для группы тепловых нейтронов;
 | - | макроскопическое сечение рассеяния |
 | - | макроскопическое сечение деления |
 | - | макроскопическое сечение поглощения |
 | - | макроскопическое сечение увода (замедление быстрых нейтронов до тепловых за счет рассеяния) |
 | - | выход быстрых нейтронов на одно деление |
Предполагается, что расчетная область состоит из некоторого числа правильных шестигранных призм. Размер призмы “под ключ” равен шагу размещения (HR) ТВС в активной зоне ВВЭР. Ось симметрии такой призмы совпадает с осью симметрии ТВС, находящейся в активной зоне. Нейтронно-физические свойства постоянны в пределах области, занятой отдельной призмой в рассматриваемом слое по высоте активной зоны (будем называть такой элемент объёма нодом), но могут изменяться при переходе от одной призмы к другой [34].
В рассматриваемой области активной зоны уравнения дополняются условиями непрерывности потока и диффузионного тока быстрых и тепловых нейтронов на границах соседних нодов, а также граничными условиями, связывающими токи и потоки нейтронов на границах G активной зоны:
 | ( 1.2 ) |
где 
- внешняя нормаль.
Общее решение системы (1.1) может быть записано в виде [35]:
 | ( 1.3 ) |
где X(
) и Y(
) - некоторые решения уравнений Гельмгольца:
  | ( 1.4 ) |
в которых 
и 
- материальные параметры двухгрупповой задачи, выражающиеся через сечения, входящие в (1.1); R и Т - коэффициенты связи в двухгрупповой задаче, постоянные по объему каждой ТВС.
Для R и Т в случае решеток ВВЭР имеют место оценки:
 | ( 1.5 ) |
Функции X(
) и Y(
) будем называть далее асимптотической и переходной модами функции F.
Получение системы конечно-разностных уравнений приведено в работе [35].
Расчет распределения среднего по каждому ноду активной зоны относительного энерговыделения производится методом итерации источника с использованием внешних и внутренних итераций.
Для асимптотической моды строится конечно-разностное уравнение вида:
 | ( 1.6 ) |
где 
- матрицы, описывающие соответственно процессы утечки и поглощения нейтронов.
Окончание цикла внешних итераций происходит по условиям
  | ( 1.7 ) |
где 
- задаваемые точности расчета.
После определения величин 
новое приближение поля нейтронов Ф рассчитывается по формуле
 | ( 1.8 ) |
где Sj (j = 7,8) = 
для расчетной ячейки с топливом;
Sj (j = 7,8) = 0 – для расчетной ячейки, попадающей на верхний или нижний отражатель;
С16FJ = 0, если “J” и “J+1” – отражатель;
С16FJ = 
+ 
, если “J” и “J+1” – топливо;
, если “J” - топливо, “J+1” – боковой отражатель;
- параметр ускорения;
q - номер внутренней итерации.
Цикл внутренних итераций заканчивается при выполнении условия:
 | ( 1.9 ) |
- Граничные условия для решения балансного уравнения
Для правильного описания поведения асимптотической составляющей Х потока быстрых нейтронов и, соответственно, распределения ЭВ в активной зоне, необходимо использовать эффективные граничные условия на границах активной зоны.
Пусть длина линейной экстраполяции асимптотической составляющей потока быстрых нейтронов на границе G активной зоны определяется выражением:
 | ( 1.10 ) |
Согласно [23]
 | ( 1.11 ) |
В соответствии с методикой [35] используются следующие граничные условия и их зависимости от параметров состояния активной зоны:
 | ( 1.12 ) |
- среднее значение эффективной длины линейной экстраполяции потока быстрых нейтронов на боковом отражателе;
где DR – удвоенное значение эффективной длины линейной экстраполяции потока быстрых нейтронов при Св = 0, средней для всего бокового отражателя;
- поправка к DR, зависящая от концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура;
– поправочные множители, обеспечивающие возможность задания индивидуального значения эффективного граничного условия для потока быстрых нейтронов на каждой грани i-ой ТВС, граничащей с боковым отражателем.
Стандартные поправочные множители 
для расчетов представлены в таблице 4:
Таблица № 4 Стандартные поправочные множители 
| Номер грани | 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 |
 | 0.616 | 1.15 | 1.15 | 1.15 | 0.918 | 0.918 | 0.897 | 0.897 |
Так как величина утечки нейтронов напрямую влияет на размножающие свойства среды, определение коэффициентов 
имеет большое значение для работы ПО СВРК.
Результатом решения системы 1.1 является нейтронный поток и, следовательно, ЭВ в каждой расчетной точке активной зоны, не откорректированное в зависимости от показаний ДПЗ.
- Расчет энерговыделения с учетом показаний ДПЗ
Вычисления включают в себя нормировку восстановленного поля ЭВ в i-ой призме j-ом слое QVi,j(кВт) на величину renorm определяемую показаниями k-го ДПЗ (k = 1…7) в КНИ m (m = 1…64) данной призме:
renorm =  | ( 1.13 ) |
где 
– значение QVi,j с предыдущего шага;
QEDm,k – измеренное энерговыделение в местах размещения ДПЗ, кВт;
QVdm,k – энерговыделение, рассчитанное по восстановленному полю на предыдущей итерации в местах размещения ДПЗ, кВт:
KZdm,k – относительное энерговыделение в местах размещения ДПЗ:
Для учета поправок ДПЗ в поле QV вычисляются абсолютные расхождения по ДПЗ:
| QBdm,k = QVdm,k – QEDm,k | ( 1.14 ) |
Учитывая данное расхождение между измеренным и расчетным полем энерговыделения, а так же влияние ЭВ в данной ячейке на ЭВ в соседних ячейках, рассчитываются поправки FIi,j для всего массива восстановленного поля QVi,j и выполняется корректировка этого массива:
QVi,j =  + FIi,j | ( 1.15 ) |
– значение QVi,j с предыдущего шага, кВт.
Так как имеет место несоответствие расчетного и измеренного поля ЭВ, соответственно, некорректно определены размножающие свойства в расчетной ячейке. Процедура поиска несоответствий между измеренным ЭВ в призме и ее размножающими свойствами называется адаптацией нейтронно-физических параметров. В результате данной процедуры, исходя из отличия расчетного и измеренного поля ЭВ, вычисляются поправки к сечению деления и коэффициенту размножения в каждой призме. Адаптация подробно описана в [23]. Главное, что в дальнейшем будет иметь большое значение, она завершает i-й шаг итерационного процесса восстановления поля ЭВ СВРК-М и, далее, итерационный расчет ЭВ по активной зоне повторяется снова. Это коренным образом отличает работу новой версии ПО СВРК-М от старой ВМПО «Хортица», в которой коэффициенты адаптации корректируются с периодичностью 20 эффективных суток. По этой причине в течении 20 суток возможно накопление ошибки при восстановлении поля ЭВ в ВМПО «Хортица».
- Результат аппаратного и программного развития СВРК
С конца 60-х – начала 70-х годов прошлого века, когда была создана система контроля активной зоны первого поколения для ВВЭР-440 – РПН2-04 [36], СВРК прошли несколько этапов своего развития. В новых проектах энергоблоков с ВВЭР значительно расширены функциональные возможности СВРК.
Количество информации, представляемой оператору, увеличилось, но оперативный анализ этой информации, вызывавший затруднение и в предыдущих версиях ВМПО, в настоящее время стал еще более проблемным. Как эту информацию оперативно сопоставить, оценить и использовать?
Модернизированная СВРК-М претерпела существенные аппаратные изменения, она стала выполнять значительно больше вычислительных операций в единицу времени. Это позволило разработчику внедрить систему постоянной адаптации физической модели восстановления поля ЭВ в зависимости от выгорания топлива, времени кампании, накопления продуктов деления, величины протекших зарядов через ДПЗ. Если раньше адаптация выполнялась персоналом, сопровождающим работу СВРК с периодичностью 20 суток, то теперь это делается при каждом восстановлении поля ЭВ автоматически. Опыт эксплуатации СВРК-М позволяет сделать вывод, что такой подход позволяет получать стабильные результаты восстановления поля ЭВ, с, примерно, постоянным значением отклонения расчетного по БИПР-7А ЭВ от восстановленного ЭВ. Однако, следует отметить, что теряется контроль за вносимыми в ПО изменениями, который присутствовал, когда адаптация физической модели ПО выполнялась персоналом, сопровождающим работу СВРК.
Совершенствование оборудования потребовало переработки имеющегося ПО. Выполнить перенос сложного ПО на современную аппаратуру без потерь невозможно. Старая версия ПО СВРК ВМПО «Хортица» - результат адаптации программного обеспечения и верификации его на реальных ситуациях, возникших в процессе многолетней эксплуатации топливных загрузок. Новая «Хортица-М» эксплуатируется относительно мало времени и нет достаточного опыта ее работы. Остались вопросы с поправкой восстановленного поля на датчики, так, например, при сбое в системе контроля положения ОР СУЗ (например, по измерительной системе ПС сместился на 50 см вниз), СВРК восстановит поле с провалом ЭВ в области упавшего кластера, хотя, из-за отсутствия реального перемещения ПС, измерения КНИ и ТП не меняются.
Нет критериев и объективных методов сравнения различного ПО и анализа адекватности моделей описания состояния активной зоны программным обеспечением СВРК.
Наличие таких методов позволит персоналу, сопровождающему работу СВРК, вносить изменения и контролировать их результат, что благоприятно скажется на развитии программного обеспечения. Эти методы обеспечат оперативный контроль за ПО восстановления поля ЭВ, в котором адаптация физической модели выполняется автоматически, без контроля со стороны персонала.
- Выводы по главе 1
Совершенствование аппаратных и программных средств контроля требует разработки новых или усовершенствованных методов и видов комплексных испытаний и контроля СВРК с применением современных информационных технологий [36].
Развитие вычислительных систем, оборудования ведет к применению других высокотехнологичных вычислительных средств, на которых выполняются расчеты ПО СВРК. Перенести ПО на новое оборудование и сохранить исходный код программного обеспечения не всегда получается. Поэтому, неминуемо, происходят изменения в самом ПО СВРК.
Так как не всегда имеются средства, с помощью которых можно выполнить сравнительный анализ различного программного обеспечения, возникают ситуации, как, например, на первом блоке Калининской АС, где одновременно функционирует два ПО СВРК.
Расширение функциональных возможностей СВРК, автоматизация процессов ее настройки, приводит к необходимости постоянного контроля за состоянием ПО, следовательно, к разработке дополнительных средств контроля.
Кроме того, увеличение функций ПО приводит к увеличению количества информации, представляемой оперативному персоналу и специалистам, осуществляющим наладку и анализ работоспособности системы. Первостепенным становится вопрос качества представления информации. Оно зависит от многих факторов, среди которых не последняя роль принадлежит субъективным оценкам. Для решения практических задач, например, являются ли отклонения в показаниях измерительной системы физическим процессом или вызваны погрешностями измерений, необходимо провести анализ достаточно большого количества информации часто при дефиците времени.
Таким образом, задача улучшения эффективности контроля за состоянием измерительной системы, программного обеспечения и активной зоны в процессе эксплуатации является актуальной. Повышение качества информационного обеспечения персонала должно идти в направлениях:
- оперативного и надежного обнаружения недостоверных показаний измерительной системы;
- своевременной идентификации локальных физических процессов и возможности контролировать их развитие;
- представления оперативному персоналу только информации, необходимой ему для принятия решения об изменении условий эксплуатации.
Глава 2 Анализ состояния измерительной системы и активной зоны реактора ВВЭР-1000 по данным СВРК
Из предыдущей главы следует что, несмотря на новые возможности и совершенствование алгоритмов, контроль за правильностью работы СВРК остается за специалистами, которые проводят периодическую проверку и анализ ее работоспособности.
Не реже одного раза в месяц персонал, сопровождающий работу СВРК, проводит анализ информации, представляемой СВРК, в следующем объеме:
- контроль показаний ТП на выходе из кассет (сравнение с рассчитанными по восстановленному полю);
- проверка коэффициентов чувствительности ДПЗ;
- измерение сопротивления изоляции ДПЗ в соответствии с регламентом и отбраковка ДПЗ, не удовлетворяющих паспортным значениям;
- проверка достоверности рассчитываемых полей энерговыделения, их соответствие показаниям ДПЗ;
- сравнение рассчитанных по КП «Каскад» (БИПР-7А) с учетом реального графика нагрузки и текущего положения ОР СУЗ значений Kv, Kq с их фактическими значениями (по СВРК) для текущего момента кампании.
В этой главе описываются методы контроля за состоянием измерительной системы ПО СВРК, способы представления и обработки информации о состоянии активной зоны, применяемые в настоящее время.
- Проверка достоверности показаний ДПЗ
При работе блока ВВЭР-1000, начиная с 20% мощности, проверяется отличие восстановленного и измеренного полей в местах размещения ДПЗ.
Для этого определяется относительное отклонение восстановленного поля ЭВ от измеренного для каждого датчика – невязка 
, которая рассчитывается следующим образом:
 | ( 2.1 ) |
где:
– восстановленное абсолютное линейное ЭВ в месте расположения l-того ДПЗ в k-ом КНИ [МВт/м];
– показания l-того ДПЗ в k-ом КНИ, рассчитанное исходя из значения тока ДПЗ и его коэффициента чувствительности [МВт/м].
Средняя невязка по ДПЗ для каждого КНИ рассчитывается следующим образом:
 | ( 2.2 ) |
где:
– количество ДПЗ в k- ом КНИ.
Если значение невязки 
> 1%, в соответствии с [23], необходимо исследовать характер работы этих ДПЗ. Например, посмотреть на графике изменение тока от этого ДПЗ во времени за длительный промежуток времени (не менее часа). В случае обнаружения нестабильности работы ДПЗ или несоответствия величины тока реальным физическим процессам, имеющим место в активной зоне, необходимо проверить:
- сопротивление изоляции данного ДПЗ и показание фонового тока – на соответствие допустимым по проекту значениям;
- соответствие текущего значения коэффициента чувствительности для данного ДПЗ расчетной величине, которая рассчитывается исходя из времени нахождения ДПЗ в активной зоне реактора.
В случае несоответствий в сопротивлении изоляции, в значении фонового тока, значении коэффициента чувствительности для данного ДПЗ, его сигнал не учитывается при обработке.
Как показывает опыт эксплуатации, использование невязки по ДПЗ, как критерия достоверности его показаний, не очень эффективно, так как восстановление поля ЭВ в месте расположения датчика ПО СВРК выполняет, используя его показания.
Поэтому существует несколько других способов определения достоверности показаний ДПЗ.
- Динамический расчет активной зоны реактора ВВЭР-1000
Выполнение динамического (оперативного) расчета текущего состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000 с помощью аттестованных расчетных кодов (БИПР-7А, ПЕРМАК) и сравнение расчетного ЭВ в месте расположения ДПЗ с его показаниями [37–39]. К недостаткам такого метода можно отнести существенные затраты времени на выполнение такого расчета.
- Метод исключенного ДПЗ
Метод исключенного ДПЗ [23] является сервисной функцией, включенной разработчиками в пакет прикладных программ СВРК-5Р. Метод заключается в расчете поля ЭВ СВРК без одного ДПЗ, работоспособность которого мы хотим подтвердить. Восстановленное поле ЭВ в месте расположения датчика не должно отличатся от показания ДПЗ более чем на 5% [19]. Сервисная функция была заимствована из старых версий программного обеспечения верхнего уровня СВРК ВМПО «Хортица». Она была разработана для подтверждения правильности выбора коэффициентов адаптации нейтронно-физических параметров [23], которые менялись, примерно, 1 раз в 20 эфф.суток. В последних версиях «Хортица-М» эти коэффициенты пересчитываются при каждом расчете состояния активной зоны (см. раздел 1.3.4), следовательно, при отсутствии ДПЗ в j-ой ячейке ПО СВРК рассчитает корректирующие коэффициенты адаптации для размножающих свойств ячейки опираясь на показания соседних ДПЗ, в местах расположения которых ЭВ и размножающие свойства могут существенно отличаться и нет уверенности в том что эти ДПЗ представляют достоверную информацию (без дефекта). Выражаясь образно, ПО СВРК будет приближать (адаптировать) значение восстановленного ЭВ в месте исключенного ДПЗ к имеющимся измеренным значениям ЭВ по ДПЗ в соседних ячейках с помощью заново рассчитанных физических коэффициентов адаптации. Как показывает опыт эксплуатации, при использовании этого метода большое количество ДПЗ отбраковывается. ЭВ в месте исключенного ДПЗ отличается от ЭВ в местах расположения соседних датчиков из-за неравномерности ЭВ по объему (высоте, радиусу) активной зоны, а ПО СВРК корректирует значение ЭВ в месте исключенного датчика по соседним (не отбракованным) ДПЗ.
В приложении 2 представлены результаты работы сервисной функции СВРК-М «Метода исключенного ДПЗ» на 1 блоке Калининской АЭС. По результатам работы «Метода…», в КНИ № 19, 26, 30, 32, 47, 54, 55, 59 есть ДПЗ, погрешность которых, по «Методу…», превышает по абсолютному значению 10%. Максимальная положительная погрешность, в КНИ № 54 ДПЗ № 7, равна 12.973%. Минимальная отрицательная погрешность, в КНИ № 47 ДПЗ № 5, равна –23.302%. Дополнительный анализ результатов работы сервисной функции персоналом, сопровождающим работу СВРК, показал, что показания ДПЗ № 5 в КНИ № 47, действительно, не достоверные. Показания КНИ № 19, 26, 30 оказались достоверными. Показания ДПЗ № 7 в КНИ № 54 также признаны достоверными. Большая погрешность, рассчитанная по «Методу…», в нем обусловлена недостоверными показаниями в КНИ № 59 ДПЗ № 6. Погрешность этого ДПЗ, по «Методу…», составила 12.267%, что меньше, погрешности КНИ № 54 ДПЗ №7, однако, дефект признан только в его измерениях. Погрешность КНИ № 32, 54, 55 вызвана недостоверными показаниями ДПЗ № 6 КНИ № 59. Таким образом, из полученных результатов нельзя сделать однозначные выводы о состоянии измерительной системы. Оценка показаний измерительной системы и состояния СВРК требует разработки дополнительных к существующим методов анализа.
- Проверка достоверности рассчитываемых полей ЭВ
- Анализ поведения аксиального офсета
Один из способов проверки достоверности рассчитываемых СВРК полей ЭВ – анализ поведения во времени обобщенного результата восстановления поля ЭВ в объеме активной зоны в различных стационарных и переходных процессах.
При разном сочетании глубины погруженных ОР СУЗ сравнивается изменение рассчитанного по восстановленному полю аксиального офсета – OFSET и офсета, рассчитанного по ДПЗ – OFED (офсет рассчитанный по ДПЗ) [40, 41]. OFSET – это разность между суммой значений ЭВ в верхней части активной зоны и в нижней части активной зоны, отнесенная к сумме значений ЭВ вверху и внизу активной зоны, в местах восстановления поля ЭВ программным обеспечением. OFED – тот же параметр, только рассчитанный по результатам измерения ЭВ в местах расположения ДПЗ.
Рисунок 6 Изменение офсетов, рассчитанных по показаниям ДПЗ и по восстановленному полю при изменении положения групп ОР СУЗ (Калининская АЭС, блок №3)
H 1 gr, H 6 gr, H 7 gr, H 8 gr, H 9 gr, H 10 gr – положение 1, 6, 7, 8, 9, 10 группы
ОР СУЗ в (%)
На рисунке 6 представлено поведение OFSET и OFED при изменении положения разных групп ОР СУЗ. Начальному моменту времени на графике (18.03.2005, 12-00) соответствует положение первой группы ОР СУЗ 20% от низа активной зоны. Далее первая группа погружается до нижнего концевого выключателя (НКВ), который ограничивает максимальную глубину погружения ОР СУЗ, ЭВ в нижней части АЗ уменьшается, соответственно, увеличивается значение OFSET и OFED. В 14-30 начинается процесс извлечения первой группы, при ее извлечении до 50% от низа АЗ происходит рост ЭВ в нижней части, следовательно, уменьшение значения OFSET и OFED. При переходе группы в верхнюю половину АЗ, там начинает расти ЭВ и снова возрастает OFSET(OFED). Примерно в 16-00, начинается процесс погружения в АЗ девятой группы. До глубины погружения 50%, снижается ЭВ в верхней части АЗ и уменьшается значения OFSET и OFED. Приблизительно в 16-50 девятая группа переходит в нижнюю половину АЗ, снижение ЭВ в ней приводит к росту OFSET(OFED). Далее аналогичный процесс извлечения девятой группы. Одинаковое поведение OFSET и OFED свидетельствует о том, что восстанавливаемое поле ЭВ (по которому считается OFSET) соответствует измеряемому ДПЗ полю (по которому считается OFED). Соответствие поведения OFSET и OFED происходящему физическому процессу подтверждает, в целом, удовлетворительное состояние измерительной системы и алгоритмов восстановления поля ЭВ.
- Сравнение полей ЭВ СВРК с расчетными полями ЭВ
Сравнение полей ЭВ, восстановленных программным обеспечением верхнего уровня СВРК, с полями ЭВ, рассчитанными по штатной программе нейтронно-физических расчетов (например БИПР-7А, ПЕРМАК [42 – 44]), выполняется после определения коэффициентов неравномерности ЭВ по кассетам (
) для двух полей. Примеры Kq для 1-ой кампании 3 блока (Тэфф = 16 суток) показаны на рисунках 7 и 8 [45 – 50].
Далее рассчитывается относительное отклонение 
для каждой ТВС:
 ,  | ( 2.3 ) |
и среднее отклонение 
(
) по симметричным ТВС в секторе симметрии 30° (рис.9):
 | ( 2.4 ) |
где: 
– относительное отклонение Kq для j-ой ТВС на i-ой орбите симметрии; 
– число ТВС в i-ой орбите симметрии, i = 1…19.
 |  |
| Рисунок 7 Расчетное поле энерговыделения (KqВ) | Рисунок 8 Восстановленное поле энерговыделения (KqX) |
Пример 
для 1-ой кампании 3 блока (Тэфф = 16 суток) показан на рисунке 9.
 |  |
| Рисунок 9 | |
| Относительное отклонение Kq восстановленного поля и поля ЭВ БИПР-7А | Симметричные кассеты на 8 орбите (зеленая линия) в секторе симметрии 30° (красная линия) |
На рисунке 10 показана величина 
для 1-ой кампании 3 блока (Тэфф = 16 суток). Красным цветом показано 
в ТВС с КНИ, синим цветом в ТВС без КНИ.
 |
Рисунок 10 Средние отклонения  |
Значение восстановленного поля ЭВ в ТВС где 
больше 5% считается недостоверным.
- Анализ восстановленного поля ЭВ
В рамках комплексных испытаний модернизированной системы ВРК при вводе в эксплуатацию блока №3 Калининской АС Нововоронежским филиалом ФГУП «Атомтехэнерго» «Нововоронежатомтехэнерго» выполнялась оценка контроля ЭВ в активной зоне реактора блока №3 Калининской АС [46, 51 – 40].
При оценках использовались следующие методы:
- анализ функционалов восстановленного поля энерговыделения по методу симметрии;
- сравнение функционалов восстановленного поля энерговыделения и функционалов поля энерговыделения по расчетным данным (БИПР-7А).
Анализ функционалов восстановленного поля энерговыделения по методу симметрии заключается в определении максимального отклонения относительного объемного энерговыделения 
от среднего значения в каждом из 16 расчетных слоев по высоте для 19 орбит симметрии:
 | ( 2.5 ) |
где: i – номер расчетного слоя по высоте от 1 до 16;
j – номер орбиты симметрии от 1 до 19.
 | ( 2.6 ) |
