автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц

На правах рукописи

Кочнов Олег Юрьевич

КОМПЛЕКС ИНФОРМАЦИОННОЙ ПОДДЕРЖКИ ОПЕРАТОРА ВВР-ц

Специальность 05.14.03 — «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск 2006

Работа выполнена в Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики (ИАТЭ)

Ведущая организация

Московский инженерно-физический институт (государственный университет), г. Москва

Защита состоится « 15 » ноября 2006 г. в 14-00 часов на заседании диссертационного совета Д 212.176.01 в Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики по адресу: 249040, Калужская обл., Обнинск, Студгородок, 1, зал заседаний Ученого совета ИАТЭ.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАТЭ.

Научный руководитель

доктор технических наук, профессор Волков Юрий Васильевич

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Антонов Александр Владимирович

доктор технических наук, профессор Морозов Славий Алексеевич

Автореферат разослан

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор физико-математических наук, профессор

Шаблов В.Л.

Общая характеристика работы

Актуальность проблемы

Атомная энергетика в своем современном состоянии предъявляет повышенные требования к надежной и безопасной эксплуатации реакторных установок. Одним из аспектов является требование в нормативных документах создания на исследовательских реакторах «...систем информационной поддержки оператора, обеспечивающих представление персоналу информации о текущем состоянии ИЯУ». Одновременно с этим отсутствуют какие-либо рекомендации по структуре, составу и функциям этих систем. Поэтому создаются функциональные тренажеры и комплексы только для конкретных исследовательских реакторов. Поскольку ИЯУ сильно различаются по характеристикам, невозможно разработать универсальную систему информационной поддержки оператора. Поэтому актуальна задача разработки комплекса информационной поддержки оператора реактора (КИПО) ВВР-ц, который позволит снизить вероятность ошибки инженера-оператора реактора при управлении, а также поможет лучше узнать принципы управления при прохождении подготовки к данной должности. Особенно КИПО будет полезен для СИУР с малым опытом эксплуатации ВВР-ц.

Объектом исследования представленной работы является исследовательский ядерный реактор ВВР-ц.

Предметом исследования является поведение исследовательского ядерного реактора ВВР-ц при различных режимах работы, как основа создания комплекса информационной поддержки оператора.

Цели и задачи работы. Целью настоящей работы является разработка КИПО для снижения вероятности ошибочных действий оперативного персонала ВВР-ц как в режиме нормальной эксплуатации, так и в режиме внештатной ситуации. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи.

1. Проанализировать состояние исследований тренажеров и «советчиков» операторов в ядерной энергетике на настоящий момент.

2. Предложить структуру реализации и состав КИЛО в соответствии с современными требованиями.

3. Разработать математические модели поведения реакторной установки как компоненты, составляющие КИЛО, а также определить значения нейтронно-физических, теплогидравлических и других констант, используемых в них.

4. Создать КИПО в виде программного продукта и провести испытания на ИЯР ВВР-ц.

Научная новизна выполненной работы:

создана методика формирования «советов» на основе анализа минимума входных параметров реактора; выработаны критерии анализа эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц; произведена коррекция формулы для определения температуры теплоносителя в активной зоне при аварийном останове с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц.

Практическая значимость работы

Созданный комплекс информационной поддержки оператора реактора ВВР-ц позволяет оператору экономить время для определения допустимого времени стоянки при аварийном останове реактора, длительности «йодной ямы» и других параметров, требующих использования специализированных номограмм и таблиц. Тем самым его другие действия и команды становятся более продуманными и правильными, что улучшает безопасную эксплуатацию исследовательского реактора и снижает вероятность ошибок.

КИПО дает возможность проводить подготовку персонала на тренажере реактора, анализируя наиболее сложные переходные режимы ВВР-ц. Таким образом, повышается профессионализм и улучшается осознанность принятия решений у молодых операторов реактора, что увеличивает «культуру безопасности» персонала.

Степень достоверности результатов работы близка к имеющимся данным в эксплуатационной документации ВВР-ц, используемой оперативным персоналом на пульте управления реактором

(расчетные таблицы, схемы, номограммы, инструкции). Ряд данных КИЛО (коэффициенты реактивности) используется для определения текущего запаса реактивности во время кампании, а также при планировании и проведении экспериментов.

Прогнозный расчет изменения запаса реактивности отличается от экспериментальных значений не более, чем на 0.05 %, что составляет около 15 % на конец недельного цикла. Расчет времени вынужденной стоянки в «йодной яме» после аварийного заглушения отличается от реального времени на 10 — 15 мин, что составляет менее 1% (кампания 05-09.05.99 г.) [6].

Основные положения, выносимые автором на защиту

1. Предложенная структура и реализация КИПО.

2. Метод анализа эксплуатационной информации - «метод последовательного усложнения модели», использованный для обработки данных по срабатываниям аварийной защиты за время эксплуатации ВВР-ц.

3. Результаты рассмотрения эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц.

4. Разработанная модель теплообмена первого и второго контуров реактора с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц.

5. Система советов оператору, реализованная в КИПО.

Личный вклад автора

Автор участвовал в качестве исполнителя на всех этапах разработки КИПО [1, 4]. Лично автором были выработаны критерии анализа аварийных заглушений реактора ВВР-ц [2], предложена коррекционная формула для расчета температуры теплоносителя в первом контуре реактора при аварийном останове [3], разработаны перечень «советов» и информационных сообщений, критерии их формирования, а также «метод последовательного усложнения модели». Автор производил измерения нейтронно-физических и теп-логидравлических параметров реактора. С его непосредственным участием разрабатывались и проводились эксперименты на реакторе ВВР-ц. Впервые им была предложена методика измерения пустотного коэффициента реактивности [5].

Структура и объем диссертации

Работа изложена на 130 страницах, содержит 40 рисунков, 8 таблиц, список литературы из 63 наименований на 6 страницах и 4 приложения на 10 страницах. Работа состоит из введения, пяти глав и заключения.

Краткое содержание диссертации

Во введении отражена актуальность проблемы создания систем информационной поддержки оператора для надежной и безопасной эксплуатации реакторных установок, дана краткая характеристика содержания диссертации.

Первая глава посвящена анализу существующих литературных источников по проблемам тренажеров и «советчиков» в ядерной отрасли. Формулируются причины создания КИПО для реактора ВВР-ц. Ставятся задачи, которые необходимо решить для создания КИПО.

1. Определиться со структурой и составом КИПО, количеством используемых сигналов, а также имитационной аппаратурой.

2. Сформулировать перечень «советов» и информационных сообщений, предъявляемых оперативному персоналу.

3. Разработать математические модели отдельных компонент, составляющих КИПО.

4. Определить значения нейтронно-физических и тепло-гидравлических констант, используемых в математических моделях для КИПО.

Вторая глава описывает реактор ВВР-ц как объект исследования. Показаны основные отличия исследовательского реактора от энергетических реакторов. Сформулированы цели создания КИПО, также определен круг специалистов, которые могут воспользоваться информацией КИПО.

1. Обучение персонала (особенно СИУР) перед сдачей квалификационных экзаменов (например, при приеме на работу новых сотрудников).

2. Тренировка оперативного персонала (инженер по управлению реактором, начальник смены реактора).

3. Проигрывание сценариев работы реактора (например, для тренажа персонала из группы технологов).

4. Наиболее точное определение «допустимого времени стоянки» и «глубины йодной ямы» при аварийном останове реактора для ориентировки начальника смены и группы технологов.

5. Выдача «советов и рекомендаций» для инженера по управлению реактором при работе реактора.

Выполнение этих целей облегчит эксплуатацию ВВР-ц, снизит вероятность ошибок в работе персонала, что приведет к значительному экономическому эффекту для филиала НИФХИ. Кроме того, повысится надежность эксплуатации исследовательского реактора и возрастет «культура безопасности» персонала.

Также показан ряд принципиальных отличий предлагаемого комплекса от существующих в настоящее время «советчиков» и информационных систем.

В третьей главе приводятся результаты обзора аварийных заглушений реактора ВВР-ц с момента пуска (1964 г.) и классификация их по причинам срабатывания [2]. Также представлены различные способы обработки данных по внеплановым остановам реактора. В частности предложен метод «последовательного усложнения модели» (см. рис. 1, 2).

>

1965

1985

1965

1985

Время работы реактора (лет)

Время работы реактора (лет)

Рис. 1. Заглушения из-за неисправности приборов и невыясненные случаи

Рис. 2. Обшее количество заглушений

Определены с помощью теории нечетких множеств события, оказавшие наибольшее влияние на аварийные сигналы.

Для определения таких событий строится функция принадлежности:

Г „ / л

/=1

и-1

п

(О

где у = 1 ...т - число экспертов; к — причина срабатывания АЗ; / = 1...« - число аварийных сигналов; х)к — оценка у-ого эксперта, &-ой

причины срабатывания АЗ.

Число аварийных сигналов п=13. В нашем случае решение о возникновении аварийного сигнала под действием того или иного события (к= 1 \) принимается двумя экспертами (т=2). Для улучшения «качества» оценки желательно иметь большее количество квалифицированных экспертов.

После проведенных расчетов по формуле (1) значения функций принадлежности следующие:

Рошио О) = 0.37; \1приб (х) = 0.47; ц„£„ (х) -0.35;

(*) = °-40' Ржп (*) = о. 10; ц^ (х) = 0.22; \1прем (х) = 0.12 ; = 0-°5; ц^(^) = °-03; ц8-2<>(*) = °-03; Изо-вОО = °-06•

Из полученных результатов видно, что наибольшее количество влияний на аварийные сигналы имеют четыре события: ошибки персонала, подсадки напряжения, приборы, невыясненные случаи, причем последнее событие квалифицируется как «Возможно событие влияет на аварийный сигнал». Поскольку количество аварийных заглушений при невыясненных случаях уменьшилось до нуля (вследствие модернизации аппаратуры), то остаются только три причины: ошибки персонала, подсадки напряжения, приборы с вероятностной оценкой, лежащей в интервале 0.63 0.37. Такие события классифицируются как «Событие, косвенно влияющее на аварийный сигнал». Одно из них -«ошибки персонала» и побудило к проектированию системы КИПО.

Четвертая глава содержит предлагаемую структуру КИПО. Описаны математические модели отдельных компонент ВВР-ц, которые составляют модель комплекса. Представлен ряд экспериментальных работ по определению величин различных эффектов реактивности реактора ВВР-ц (мощностной, температурный). Обсуждены режимы работы КИПО (основной режим, режим тренажера), а также алгоритмы выдачи «советов» и информационных сообщений.

Рассматривается следующая модель активной зоны реактора:

Р(0 = р0 + РХе (О + РлДО + Рг (0 " Рвыг (О (2)

где р(t) — изменение запаса реактивности во времени; ро — начальный запас реактивности; р- изменение запаса реактивности во времени за счет отравления; рM(t) - изменение запаса реактивности во времени за счет мощностного эффекта; pr(t) — изменение запаса реактивности во времени за счет температурного эффекта; pWT(t) -изменение запаса реактивности во времени за счет выгорания топлива.

Поскольку активная зона мала 30 см, пространственные эффекты с помощью имеющейся аппаратуры не наблюдаются или слабо выражены, поэтому эти эффекты в моделях реактора не учитываются1.

Модель отравления

При моделировании потери реактивности за счет отравления учитывается только отравление Хе135 (Sm149 не учитывается2). Потеря реактивности за счет отравления Хе рхе описывается следующей формулой:

pXe=-0-WXe (3)

где © - коэффициент использования тепловых нейтронов (для ВВР-ц 0 = 0.815 ); WXe- отравление реактора ксеноном.

1 Пустотный коэффициент реактивности также не учитывается [5].

2 Продолжительность компании »40 часов определяет величину отравления за счет 8ш,49менее 0.1 % и не учитывается в расчетах, т.к. потеря реактивности за счет отравления Хе135 составляет более 5 %.

где nXe(t) — концентрация ядер ксенона; ааХе - микроскопическое сечение поглощения нейтронов ксеноном; Ef — макроскопическое сечение деления топлива; v — число нейтронов, испущенных в одном акте деления.

Концентрация пХе(0 находится при решении следующей системы

уравнений:

~ = -*-хсПхе - daXcFnXe + + aSfF,

dn (5)

= -^п, - a^Fnj + bDfF,

dt

где XXe - постоянная распада ксенона; — постоянная распада йода; а — удельный выход ксенона; b — удельный выход йода; iy— макроскопическое сечение деления горючего; F — плотность потока нейтронов;

aj — микроскопическое сечение поглощения нейтронов йодом; ст*е —

микроскопическое сечение поглощения нейтронов ксеноном.

В предположении, что oJa «О (для J135), выражение (5) принимает вид

= -^хеПхе -<eFnXe + А.,п, + aEfF

J (6)

—= -A,,n, + bZt-F. dt

Эта система уравнений решается численно (методом Эйлера) для текущего значения мощности и соответственно F (плотности потока нейтронов) и результат подставляется в (4). Для решения уравнений использовались следующие значения параметров: • 2.1-10"5 с1, 2.9-10"5 с1, а= 0.003, Ь= 0.056, Zj= 0.05349 см"1,

afe =2.75-106 барн, v - 2.54).

Модель мощностного эффекта реактивности

Изменение запаса реактивности зависит от изменения мощности реактора следующим образом:

ДРМ = —-ЛИ, (7)

др

где--мощностной коэффициент реактивности; ДЛГ - изменение

дЫ

мощности реактора.

В работе на основе анализа экспериментальных данных определено, что для ВВР-ц = -(1.2 ± 0.2) • 10'3 %

ном

Модель температурного эффекта реактивности

Изменение запаса реактивности зависит от изменения температуры замедлителя3 следующим образом:

Др™п=|р-ДТ, (8)

до

где--температурный коэффициент реактивности; АТ — изме-

дТ

нение средней температуры замедлителя в активной зоне реактора.

В работе на основе анализа экспериментальных данных определено, что для ВВР-ц ^ = -(9-1 ± 0.2) -КГ3-^-

дТ С

Модель выгорания

Средняя величина выгорания топлива в активной зоне реактора является функцией времени работы и мощности реактора следующего вида:

(9)

3 Для ВВР-ц вода 1-го контура является теплоносителем и замедлителем.

где Арвыг — потеря реактивности за счет выгорания; N - мощность реактора;

(раб — время работы реактора; \*>(tpa6,N) — средний коэффициент выгорания топлива в активной зоне.

-з %

В работе показано, что для ВВР-ц = 9.9 • 10 --.

МВт • сут

В пятой главе представлены методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИПО. Подробно представлено описание математических моделей, реализуемых в КИПО. Предложена скорректированная формула оценки поведения температуры теплоносителя после аварийного заглушения в первом контуре реактора ВВР-ц в зависимости от времени после останова, времени работы реактора и других факторов.

На подогрев воды в активной зоне существенно влияет количество тепла, аккумулированного в материалах активной зоны реактора Нмат.аз, и этой величиной для ВВР-ц4 нельзя пренебрегать. Для этого необходимо выполнить следующее:

- рассмотрим кампании ВВР-ц с аварийными заглушениями;

- сравним поведение и найдем разницу между температурами воды при нагреве 1-го контура, получаемую по распространенным оценочным формулам и экспериментальными данными;

- предложим добавочное слагаемое в формулу для приближенной оценки количества тепла, идущего на подогрев воды 1-го контура;

- докажем, что добавочное слагаемое возникло вследствие учета N

* *мат. a3i

- представим уточненную оценочную формулу количества тепла, расходуемого на подогрев воды 1-го контура ВВР-ц при аварийном останове;

- оценим пределы погрешности полученной формулы.

На рис 3,4. представлено изменение количества тепла, затраченного на подогрев воды 1-го контура реактора, после аварийных заглушений, измеренное по разности температур воды между входом и выхо-

4 Для любого исследовательского реактора (с низкими номинальными мощностями), где относительная доля материалов АкЗ и находящихся в ней экспериментальных устройств выше, чем в энергетических реакторах.

дом активной зоны ВВР-ц и рассчитанное по формуле Вей-Вигнера. Данная формула рассматривается как наиболее часто применяемая в литературе.

Рис.3. Время работы реакто- Рис.4. Время работы реак-

ра до заглушения 1 час (кампа- тора до заглушения 30 часов

ния 29.05.02 г.) (кампания 06.09.99 г.)

Экспериментальные данные были получены следующим образом. Анализировались диаграммные ленты с самописцев прибора «Разность температуры воды между входом и выходов активной зоны реактора» для различных аварийных заглушений. Зная расход теплоносителя через активную зону, можно оценить количество тепла активной зоны реактора, необходимого для подогрева воды 1-го контура, измеренного прибором «Разность температуры воды между входом и выходом активной зоны реактора»:

дпод = о.Ср.дт, (ю)

где Qnoд — количество тепла для подогрева воды, С - расход теплоносителя, ср — теплоемкость теплоносителя, ДТ — разность температур теплоносителя между входом и выходом активной зоны.

Видно, что формула Вей-Вигнера не точно описывает реальное количество тепла, затраченного на нагрев воды 1-го контура ВВР-ц. Только после 1000 секунд расчетные значения приближаются к практическим результатам, т.е. можно сделать предположение о том, что кроме ЛГР) у на подогрев теплоносителя влияют и другие факторы.

Предлагается следующее добавочное слагаемое для времен после аварийного останова до 2-103 сек.

N N

= А-ехр(-В

ном

граб + О

(И)

где Л=0.5, 2?=8.1 -10"3, 01.6-105, />=2.1 -105 -подобранные коэффициенты для ВВР-ц; гст - время после останова реактора, г раб — время работы реактора.

Коэффициенты подбирались автором следующим образом.

Вид зависимости и коэффициент А подбирались по методике последовательного усложнения модели, только вместо наращивания степени полинома подбирался наиболее подходящий тип кривой. Коэффициенты В, С, О определялись опытным путем методом подбора.

Данная формула приближенно описывает добавку количества тепла для более точной оценки температуры воды в активной зоне ВВР-ц с целью учета в КИПО температурного эффекта реактивности. Для более хорошей аппроксимации добавочного слагаемого нужна большая статистика, а внеплановые остановы происходят довольно редко — 1 +2 раза в год.

Скорректированная формула для определения температуры воды 1-го контура может, например, выглядеть следующим образом:

АТ„1|л = ДТ06,5 -10-2[С2 - (1„ + 1р>5

+

+ 0.5 • ехр(-0.008

1.6-105

л

и+2.Ь105

V Раб

О-

(12)

5 Измеренное, по разности температур теплоносителя между входом и выходом в АкЗ ВВР-ц

6 После 3—5 часов работы реактора Т^ должно влиять минимально на разогрев внутриреакторных устройств.

Рис. 5. Количество теплоты, которое пошло на нагрев теплоносителя, реальное и рассчитанное по формуле (12)

Из графика видно, что предложенная скорректированная формула с учетом тепла, аккумулированного материалами активной зоны реактора, для расчета температуры теплоносителя после аварийного останова гораздо лучше описывает процесс изменения температуры теплоносителя и позволяет более точно оценить энерговыделение в АкЗ после аварийного заглушения реактора. Погрешность данной формулы для времен в диапазоне 40 -г- 400 с составляет не более ± 23 %, для времен более 400 с - не более ±15%.

В заключении подведены итоги работы над проектом КИПО, показаны результаты решения сформулированных задач и внедрения комплекса на реакторе ВВР-ц.

1. Проведен анализ состояния исследований по созданию советчиков оператору и тренажеров в области ядерных технологий. Выявлено место проблемы создания советчика оператору и тренажера для обучения операторов на исследовательском реакторе ВВР-ц в общей проблематике этого направления исследований. Сформулированы цель и постановка задачи исследований.

2. Разработана структура комплекса информационной поддержки оператора (КИЛО), сформулированы задачи, которые он должен решать, и требования, которым он должен удовлетворять.

3. Предложены и разработаны модели поведения РУ ВВР-ц, описывающие практически все эксплуатационные ситуации на установке, с учетом практически всего ее оборудования — собственно реактор, оборудование первого контура охлаждения, включая циркуляционные насосы, теплообменники, оборудование второго контура вплоть до градирни. Модели описывают нейтронно-физические и те-плогидравлические аспекты поведения РУ с учетом управляющих действий оператора.

4. Проведен ряд уточнений существующих моделей и их параметров. В частности, уточнена модель для расчета температуры теплоносителя после остановки реактора.

5. По созданным моделям разработаны алгоритмы для моделирования поведения РУ ВВР-ц в процессе эксплуатации с учетом показаний датчиков параметров: ионизационной камеры, термометров 1-го контура, установленных на входе и выходе из активной зоны РУ, и т.д. В результате моделирования формулируются советы оператору о действиях в текущей эксплуатационной ситуации.

6. Разработанные алгоритмы реализованы в виде программного продукта с дружественным к пользователю интерфейсом, который в зависимости от потребности может выполнять две функции:

- советчика оператору при эксплуатации реактора, когда на вход

программы подаются сигналы с реальных датчиков;

- тренажера для обучения и тренировки операторов, когда на вход

программы подаются сигналы с имитаторов.

7. КИПО прошел испытания, принят в эксплуатацию.

Апробация результатов работы

Основные результаты работы докладывались на конференциях

1. III научно-техническая конференция «Научно-инновационное сотрудничество», 2004, МИФИ, Москва.

2. Международный рабочий семинар -2004 «Safety improvements through lessons learned from operational experience in nuclear research facilities.», 2004, ИАТЭ, Обнинск.

3. VII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2005, НИИАР, Димитровград.

4. VIII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2006, НИИАР, Димитровград.

5. Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», 2006, НИКИЭТ, Москва.

По теме диссертации опубликованы следующие работы

1. Козиев И.Н., Кочнов О.Ю., Старизный Е.С., Волков Ю.В. Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц. Опыт создания первой версии // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2000. - №2. -С. 30-39.

2. Кочнов О.Ю., Волков Ю.В. Анализ данных по срабатываниям A3 реактора ВВР-ц. // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2002. -№2.-С. 12-20.

3. Кочнов О.Ю., Самохин Д.С. Учет влияния материалов активной зоны реактора ВВР-ц на остаточное тепловыделение // Ядерная энергетика, Москва, Научная сессия МИФИ, 2004. -т. 8. - С. 46 - 47.

4. Kochnov O.Y., Volkov Y.V. Emergency Shutdown of WWR-c Reactor after 40 Years of Operation // NATO Advanced Research Workshop, Russia Obninsk Institute of Nuclear Power Engineering, 2004. - P. 47-65.

5. Кочнов О.Ю., Рыбкин Н.И. Определение пустотного коэффициента реактивности для реактора ВВР-ц // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2006. -№ 1. - С. 51 - 54.

6. Кочнов О.Ю., Н.Г. Колин, И.П. Лисовский и др. Исследовательский ядерный реактор ВВР-ц филиала НИФХИ им. Л.Я. Карпова. Эксплуатация, реконструкция, перспективы // Исследовательские реакторы в XXI веке, Москва, Международная научно-техническая конференция - НИКИЭТ. - 2006. - С. 58 - 59.

Кочнов Олег Юрьевич АВТОРЕФЕРАТ

Компьютерная верстка и выпуск оригинал-макета - О.Ю. Кочнов Подписано в печать с оригинал-макета 03.10.06 г. Бумага офисная 80 г/м2, формат 21><29,7 Vi. Гарнитура Time, печать - ризография. Усл. ггеч. л. 1, уч. изд. л. 1 тираж 100 экз. № S& Редакционно-издательский отдел Обнинского государственного технического университета атомной энергетики (ИАТЭ), 249030, Калужская обл., г. Обнинск, Студгородок, 1 (лицензия ЛР № 02713 от 27.04.1998 г.)

Содержание.

Основные обозначения и сокращения.

Введение.

Глава 1. Обзор литературы и постановка задачи исследований.

1.1. Обзор тренажеров в ядерной энергетике.

1.2. Обзор «Советчиков» оператора в ядерной энергетике.

1.3. Причины создания КИПО на ВВР-ц.

1.4. Постановка задачи исследований по созданию КИПО на ВВР-ц.

Глава 2. ВВР-ц как объект для создания комплекса информационной поддержки оператора.

2.1. Основные отличия ВВР-ц от энергетических реакторов.

2.2. Цели создания КИПО для ВВР-ц.

2.3. Отличие предлагаемого КИПО от существующих аналогичных систем на других реакторах.

Глава 3. Предварительные сведения, необходимые для разработки КИПО.

3.1. Обзор аварийных срабатываний ВВР-ц.

3.1.1. Распределение аварийных срабатываний A3 по причинам.

3.1.2. Аварийные срабатывания с различных точек зрения.

3.1.3. Обработка данных по аварийным срабатываниям A3.

3.1.3.1. Метод последовательного усложнения модели.

3.1.3.2. Теория нечетких множеств.

3.2. Роль ошибок персонала в аварийных срабатываниях.

Глава 4. Общее описание КИПО.

4.1. Структура КИПО.

4.2. Алгоритм работы программы КИПО.

Рис.4.2 Связь между блоками внутри программы КИПО.

4.2.1. Структура математической модели реактора.

4.2.1.1. Модель активной зоны.

4.2.1.2. Модель отравления.

4.2.1.3. Модель мощностного эффекта реактивности.

4.2.1.4. Модель температурного эффекта реактивности.

4.2.1.5. Модель выгорания.

4.2.1.6. Модель первого контура.

4.2.1.7. Модель второго контура.

4.2.1.8. Модель градирни.

4.2.2. Режимы работы КИПО.

4.2.2.1.Основной режим.

4.2.2.2. Режим тренажера.

4.2.2.3. Алгоритмы выдачи «советов» и информационных сообщений.

Глава 5. Методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИПО.

5.1. Описание математических моделей используемых в КИПО.

5.1.1. Отравление реактора |35Хе.

5.1.2. Изменение температуры теплоносителя 1-го контура.

5.1.3. Изменение температуры 2-го контура.

5.1.4. Изменение мощности реактора (изменение температуры воды. в 1-ом и 2-ом контурах во времени).

5.1.5. Изменение температуры воды в активной зоне. после аварийного останова реактора.

5.2. Используемые константы для математических моделей и их экспериментальное уточнение.

5.2.1. Стационарное отравление реактора.

5.2.2. Время циркуляции теплоносителя 1-го контура.

5.2.3. Время циркуляции теплоносителя 11-го контура.

Актуальность проблемы. Атомная энергетика в своем современном состоянии предъявляет повышенные требования к надежной и безопасной эксплуатации реакторных установок (РУ). Одним из аспектов этого является требование создания на исследовательских реакторах «.систем информационной поддержки оператора, обеспечивающих представление персоналу информации о текущем состоянии ИЯУ» (см. п. 2.4. [30], п. 3.4.2. [5]). Одновременно с этим отсутствуют какие-либо рекомендации по структуре, составу и функциям этих систем. Поэтому создаются функциональные тренажеры и комплексы только для конкретных исследовательских реакторов. Поскольку ИЯУ сильно различаются по характеристикам, не возможно разработать универсальную систему информационной поддержки оператора. Поэтому актуальна задача разработки Комплекса Информационной Поддержки Оператора реактора v (КИПО) ВВР-ц. Он позволит снизить вероятность ошибки инженераоператора реактора при управлении, а также поможет лучше узнать принципы управления при прохождении подготовки к данной должности. Особенно КИПО будет полезен для СИУ Ров с малым опытом эксплуатации ВВР-ц.

Объектом исследования представленной работы является исследовательский ядерный реактор ВВР-ц. v Предметом исследования является поведение исследовательского ядерного реактора ВВР-ц при различных режимах работы, как основа создания Комплекса Информационной Поддержки Оператора.

Цели и задачи работы. Целью настоящей работы является разработка КИПО для снижения вероятности ошибочных действий оперативного персонала ВВР-ц, как в режиме нормальной эксплуатации, так и в нештатных ситуациях. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1. Проанализировать состояние исследований тренажеров и «советчиков» операторов в ядерной энергетике на настоящий момент,

2. Предложить структуру реализации и состав КИПО в соответствии с современными требованиями.

3. Разработать математические модели поведения реакторной установки как компоненты, составляющие КИПО, а также определить значения нейтронно-физических, тепло-гидравлических и других констант, используемых в них.

4. Создать КИПО в виде программного продукта и провести испытания на ИЯР ВВР-ц.

Научная новизна выполненной работы:

- создана методика формирования «советов» на основе анализа минимума входных параметров реактора;

- выработаны критерии анализа эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц j

- произведена коррекция формулы для определения температуры теплоносителя в активной зоне при аварийном останове, с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц,

Практическая значимость работы:

- созданный комплекс информационной поддержки оператора реактора ВВР-ц позволяет оператору экономить время для определения допустимого времени стоянки при аварийном останове реактора, длительности «йодной ямы» и других параметров, требующих использования специализированных номограмм и таблиц. Тем самым, его другие действия и команды становятся более продуманными и правильными, что улучшает безопасную эксплуатацию исследовательского реактора и снижает вероятность ошибок;

- КИЛО дает возможность проводить подготовку персонала на тренажере реактора, анализируя наиболее сложные переходные режимы ВВР-ц. Таким образом, повышается профессионализм и улучшается осознанность принятия решений у молодых операторов реактора, что увеличивает «культуру безопасности» персонала.

Степень достоверности результатов работы близка к имеющимся данным в эксплуатационной документации ВВР-ц, используемой оперативным персоналом на пульте управления реактором (расчетные таблицы, схемы, номограммы, инструкции). Ряд данных КИЛО (коэффициенты реактивности) используется для определения текущего запаса реактивности во время компании, а также при планировании и проведении экспериментов.

Прогнозный расчет изменения запаса реактивности отличается от экспериментальных значений не более чем 0.05 %, что составляет около 15 % на конец недельного цикла. Расчет времени вынужденной стоянки в «йодной яме» после аварийного заглушения отличается от реального времени на 10 -15 мин, что составляет менее 1% (кампания 05-09.05.99 г.) [6].

Основные положения, выносимые автором на защиту.

1. Предложенная структура и реализация КИПО.

2. Метод анализа эксплуатационной информации - «метод последовательного усложнения модели», использованный для обработки данных по срабатываниям аварийной защиты за время эксплуатации ВВР-ц.

3. Результаты рассмотрения эксплуатационных данных по срабатываниям аварийной защиты реактора ВВР-ц.

4. Разработанная модель теплообмена первого и второго контуроё реактора, с учетом особенностей ИЯР ВВР-ц.

5. Система советов оператору, реализованная в КИПО.

Личное участие автора

Автор участвовал в качестве исполнителя на всех этапах разработки КИЛО [6, 32]. Лично автором были выработаны критерии анализа аварийных заглушений реактора ВВР-ц [18], предложена коррекционная формула для расчета температуры теплоносителя в первом контуре реактора при аварийном останове [31]. Он разработал перечень «советов» и информационных сообщений, критерии их формирования, а также «метод последовательного усложнения модели». Автор производил измерения нейтронно-физических и тепло-гидравлических параметров реактора. С его непосредственным участием разрабатывались и проводились эксперименты на реакторе ВВР-ц. Впервые им была предложена методика измерения пустотного коэффициента реактивности [45].

Апробация

Основные результаты работы докладывались на конференциях

1. III научно-техническая конференция «Научно-инновационное сотрудничество», 2004, МИФИ, Москва.

2. Международный рабочий семинар -2004 «Safety improvements through lessons learned from operational experience in nuclear research facilities.», 2004, ИАТЭ, Обнинск;

3. VII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2005, НИИАР, Димитровград;

4. VIII отраслевое совещание по обсуждению вопросов повышения безопасности ИЯУ России, 2006, НИИАР, Димитровград;

5. Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», 2006, НИКИЭТ, Москва

Структура и объем диссертации

Работа изложена на 130 страницах, содержит 40 рисунков, 8 таблиц, список литературы из 63 наименований на 6 страницах и 4 приложений на 10 страницах. Работа состоит из введения, пяти глав и заключения.

Краткое содержание диссертации.

Первая глава посвящена анализу существующих литературных источников по проблемам тренажеров и «советчиков» в ядерной отрасли. Формулируются причины создания КИПО для реактора ВВР-ц. Ставятся задачи, которые необходимо решить для создания КИПО:

1. Определиться со структурой и составом КИПО, количеством используемых сигналов, а также имитационной аппаратурой;

2. Сформулировать перечень «советов» и информационных сообщений, предъявляемых оперативному персоналу;

3. Разработать математические модели отдельных компонент, составляющих КИПО;

Определить значения нейтронно-физических и тепло-гидравлических констант, используемых в математических моделях для КИПО.

Вторая глава описывает реактор ВВР-ц как объект исследования. Показаны основные отличия исследовательского реактора от энергетических реакторов. Сформулированы цели создания КИПО. Показан ряд принципиальных отличий предлагаемого комплекса от существующих в настоящее время «советчиков» и информационных систем.

В третьей главе приводятся результаты обзора аварийных заглушений реактора ВВР-ц с момента пуска (1964 г.), различные способы обработки данных по внеплановым остановам реактора. В частности предложен метод «последовательного усложнения модели».

Четвертая глава содержит предлагаемую структуру КИПО. Описаны математические модели отдельных компонент ВВР-ц, которые составляют модель комплекса. Представлен ряд экспериментальных работ по определению величин различных эффектов реактивности реактора ВВР-ц (мощностной, температурный). Обсуждены режимы работы КИПО (основной режим, режим тренажера), а также алгоритмы выдачи «советов» и информационных сообщений.

В пятой главе представлены методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИПО. Подробно представлено описание N математических моделей реализуемых в КИПО. Предложена скорректированная формула оценки поведения температуры теплоносителя после аварийного заглушения в первом контуре реактора ВВР-ц в зависимости от времени после останова, времени работы реактора и других факторов.

В заключении подведены итоги работы над проектом КИПО, показаны результаты решения сформулированных задач и внедрения комплекса на реакторе ВВР-ц. V

Выводы: представлены математические модели, методы и алгоритмы оценки неизмеряемых параметров, используемых в КИЛО. Предложена скорректированная формула оценки поведения температуры теплоносителя после аварийного заглушения в первом контуре реактора ВВР-ц в зависимости от времени после останова, времени работы реактора и других факторов. Подбные исследования должны быть проведены на других исследовательских реакторах с целью оптимизации выбора оборудования участвующего в аварийном расхолаживании исследовательских реакторов.

Заключение по диссертации.

1. Проведен анализ состояния исследований по созданию советчиков оператору и тренажеров в области ядерных технологий. Выявлено место проблемы создания советчика оператору и тренажера для обучения операторов на исследовательском реакторе ВВР-ц в общей проблематике этого направления исследований. Сформулированы цель и постановка задачи исследований.

2. Разработана структура Комплекса Информационной Поддержки Оператора (КИПО), сформулированы задачи, которые он должен решать и требования, которым он должен удовлетворять.

3. Предложены и разработаны модели поведения РУ ВВР-ц, описывающие практически все эксплуатационные ситуации на установке, с учетом практически всего ее оборудования -собственно реактор, оборудование первого контура охлаждения, включая циркуляционные насосы, теплообменники, оборудование второго контура вплоть до градирни. Модели описывают нейтронно-физические и тепло-гидравлические аспекты поведения РУ с учетом управляющих действий оператора.

4. Проведен ряд уточнений существующих моделей и их параметров. В частности, уточнена модель для расчета температуры теплоносителя после остановки реактора.

5. По созданным моделям разработаны алгоритмы для моделирования поведения РУ ВВР-ц в процессе эксплуатации с учетом показаний датчиков параметров: ионизационной камеры, термометров 1-го контура, установленных на входе и выходе из активной зоны РУ и т.д. В результате моделирования формулируются советы оператору о действиях в текущей эксплуатационной ситуации.

6. Разработанные алгоритмы реализованы в виде программного продукта с дружественным к пользователю интерфейсом, который в зависимости от потребности может выполнять две функции:

2) советчика оператору при эксплуатации реактора, когда на вход программы подаются сигналы с реальных датчиков;

3) тренажера для обучения и тренировки операторов, когда на вход программы подаются сигналы с имитаторов.

7. КИПО прошел испытания, принят в эксплуатацию.

1. Аксенов В.И. Алиев А.В. Ефимов В.А. Колесников А.И. и др. Опыт создания и использования тренажеров в НИТИ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. - 1991. вып. 5. с. 3 - 5.

2. Качалин В.А., Киселев А.В., Красько А.И., Кусиков В.Г. и др. Информационная система для двух исследовательских реакторов РБТ-10 // Атомная энергия. 1985. -т. 58, вып. 4.- с. 271 - 272.

3. Федоров О.М., Аристов Б.Н. Учебно-тренировочный пункт Ровенской АЭС, опыт создания // Атомная энергия. 1991. -т. 70, вып. 6. с. 397 - 398.

4. Смоляров A.M. Системы отображения информации и инженерная психология. -М.: Высшая школа, 1982. -с. 44 54.

5. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок (ОПБ ИР-2001 (НП-033-01)). -М.: Энергоатомиздат, 2001. с. 24.

6. Козиев И.Н., Кочнов О.Ю., Старизный Е.С., Волков Ю.В. Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц. Опыт создания первой версии // Ядерная энергетика. -2000. №2. с. 30 - 39.

7. Шенк X. Теория инженерного эксперимента. -М.: Мир, 1972. с. 41 48.

8. Бендат Дж., Пирсол А. Измерение и анализ случайных процессов. -М.: Мир, 1971. с. 172- 186.

9. Королев В.В. Системы управления и защиты АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 72.

10. Волков Ю.В. Надежность и безопасность ЯЭУ. -Обнинск.: ОИАТЭ, 1997. с. 74-81.

11. П.Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, 1976. с. 71 77.

12. Анохин А.Н., Острейковский В.А. Вопросы эргономики в ядерной энергетике. -М.: Энергоатомиздат, 2001. с. 258 259.

13. Соловьев С.П. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. -Обнинск.: ОИАТЭ, 1992. с. 278 279.

14. М.Охотин В.В., Плютинский Н.Д., Кузнецов Н.Г., Барыкова А.И., и др. Компьютеризированные учебно-тренировочные занятия на ПЭВМ учебно-тренировочных пунктов вузов и АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 67 71.

15. Ковтунов В.Ф., Симоненко С.И. Экспериментальные исследования человеко-машинного взаимодействия на исследовательском тренажере ядерной энергетической установки // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 63 67.

16. Мурадян С.Г., Джилавян С.Т., Ераносян B.C., Матнишян А.А. и др. Некоторые вопросы разработки вычислительного комплекса в тренажерных системах для подготовки операторов АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1984, вып. 7. -с. 192 199.

17. Сааков Э.С., Ревин А.В., Ефрюшин В.А. Подготовка эксплуатационного персонала для АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1987. с. 23 58 .

18. Кочнов О.Ю., Волков Ю.В. Анализ данных по срабатываниям A3 реактора ВВР-ц. // Ядерная энергетика. -2002. -№2. с. 12 20.

19. Дементьев Б.А Кинетика и регулирование ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 56 57

20. Андреев Е.И. Расчет тепло- и массообмена в контактных аппаратах. М.: Энергоатомиздат, 1985. с. 99 104.

21. Тейлор Дж. Введение в теорию ошибок. -М.: Мир, 1985. с. 49 50.

22. Заде JI.A. Понятие лингвистической переменной и его применение к принятию приближенных решений. -М.: Мир, 1976. с. 165.

23. Моисеев Н.Н. Элементы теории оптимальных систем // Наука. -1975. с. 528.

24. Цыпкин ЯЗ. Адаптивные методы выбора решений в условиях неопределенности // Автоматика и телемеханика. -1976. -№4. с.78-91.

25. Фельдбаум А.А. Основы теории оптимальных автоматических систем // Наука.-1966. с. 32.

26. Кандель А., Байатт У.Дж. Нечеткие множества, нечеткая алгебра, нечеткая статистика // Труды американского общества инженеров-радиоэлектроников. -1978. -т. 66, вып. 12. -с. 37-61.

27. Zadeh, L.A. Fuzzy sets, Information and control // -1965. v.8. -p. 338-353.

28. Богомолов В.Н., Галушкин В.А., Коновалов А.В., Куприянов В.М. и др. Советчик оператора для исследовательского стенда // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1990. вып. 2. с. 17 19.

29. Правила ядерной безопасности для исследовательских реакторов (ПБЯ ИР -04 (НП-009-04)). -М: 2004. с. 7, 10.

30. Кочнов О.Ю., Самохин Д.С. Учет влияния материалов активной зоны реактора ВВР-ц на остаточное тепловыделение // Ядерная энергетика, Москва, Научная сессия МИФИ, 2004. -т. 8. -с. 46 47.

31. Kochnov O.Y., Volkov Y.V. Emergency Shutdown of WWR-c Reactor after 40 Years of Operation // NATO Advanced Research Workshop, Russia Obninsk Institute of Nuclear Power Engineering, 2004. -c. 47-65.

32. Левченко В.А., Гуменюк В.Д., Кофтан Ю.Р. Функциональный тренажер реакторного отделения энергоблока ВВЭР-440 // Сборник научных трудов №2 каф. «РКР АЭС» ОИАТЭ, Обнинск, 1993. -с. 72 79.

33. Доровских В.И., Салата Г.Л. Моделирование технологических систем реакторного отделения энергоблока ВВЭР-440 // Сборник научных трудов №2 каф. «РКР АЭС» ОИАТЭ, Обнинск, 1993. -с. 93 99.

34. Левченко В.А., Гуменюк В.Д., Кофтан Ю.Р., Дорошенко В.А., Исаков А.И., Доровских В.И. Функциональный тренажер АЭС с реактором ВВЭР1000 11 Сборник докладов второй международной конференции, Обнинск 1991.-с. 304-319.

35. Казанцев А.А, Левченко В.А. Динамическая модель конденсатора АЭС для тренажера // Ядерная энергетика. -2001. -№1. с. 46 55.

36. Худаско В.В., Казанцев А.А., Левченко В.А., Сергеев В.В. Разработка математической модели неравновесного двухфазного потока для анализа безопасности АЭС // Ядерная энергетика. -2001. -№4. с. 41 53.

37. Поплавский В.М., Матвеенко И.П., Воропаев А.И. Микротренажер для обучения основным принципам управления цепной реакцией в быстром реакторе // ФЭИ, Обнинск, 1990. -с. 14-17.

38. Кочетков Л.А., Матвеенко И.П Методические указания по проведению практических занятий на микротренажере по теме: "Физический пуск реактора и измерение эффектов реактивности" // ФЭИ, Обнинск, 1990. -с. 1-28.

39. Левченко В.А., Подорога В.Н., Агриянц В.В. Система отображения информации на цветных телевизионных мониторах для тренажеров АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Физика и техника ядерных реакторов. -1985. вып. 3. с. 49-53.

40. Хазанович И.М. Возможный алгоритм советчика оператора ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1990. вып. 2. с. 20 22.

41. Воропаев А.И., Галкин Н.В., Зинин А.И., Королев И.З. и др. Разработка технических средств обучения эксплуатационного персонала АЭС с реактором типа БН // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 71 -75.

42. Иванов В.А., Андреев П.А., Биржаков М.Б., Блинов А.Н. К вопросу создания маломасштабного исследовательского-тренажерного комплекса «Атомный энергоблок». -М.: Энергоатомиздат, 1984. вып. 7. -с. 168 174.

43. Наумов В.И. Человеческий фактор и организация поддержки операторов АЭС // Атомная энергия. -1993. том 74, вып. 4. с. 344 348.

44. Кочнов О.Ю., Рыбкин Н.И. Определение пустотного коэффициента реактивности для реактора ВВР-ц // Ядерная энергетика. -2006. -№1. с. 51 -54.

45. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальная физика реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1994. с. 250.

46. Кочнов О.Ю., Лукин Н.Д. Система визуального осмотра внутриреакторных конструкций реактора ВВР-ц // Ядерная энергетика. -2004.-№4. с. 23 -25.

47. Шульц М.А. Регулирование энергетических ядерных реакторов. М.: Иностранной литературы, 1957. с. 350.

48. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. -М.: Атомиздат, 1950. с. 258.

49. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селиверстов Б.Н. Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов. -М.: Атомиздат, 1975. с. 256.

50. Емельянов И.Я., Воскобойников В.В. Масленок Б.А. Основы проектирования механизмов управления ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, 1978. с. 21.

51. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. -М.: Атомиздат, 1977. с. 144.

52. Долгов В.Н. Оптимизация параметров судовых ядерных энергетических установок. —Л.: Судостроение, 1980. с. 106.

53. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В., Эксплуатационные режимы ВВЭР. -М.: Энергоатомиздат, 1988. с. 174.

54. Алпеев А.С. Принципы психологической уверенности операторов АС // Атомная энергия. 1994. -т. 77, вып. I.e. 10-15.

55. Алпеев А.С., Букринский A.M. Развитие концепции деятельности оператора АС // Атомная энергия. 1993. -т. 75, вып. 5. с. 368 - 372.

56. Рябинин В.Ф., Шпагин Ю.П. Монтаж технологического оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-1000. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 18.

57. Крупенников В.П. Эксплуатационные вопросы физики реакторов ВВЭР-440. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 69 70.

58. Волков А.П., Трофимов Б.А., Игнатенко Е.И., Кучерский Ю.А., Пыткин Ю.Н. Пуско-наладочные работы на АЭС с реакторами типа ВВЭР. -М.: Атомиздат, 1980. с. 6, 90.

59. Ракитин В.И., Первушин В.Е. Практическое руководство по методам вычислений. -М.: Высшая школа, 1988. с. 129 145.

60. Королев В.В., Матусевич Е.С. Системы управления и защиты критических стендов.-М.: Энергоатомиздат, 1985. с. 15 18.

61. Попов А.Ф. Теплотехнический контроль на атомных электростанциях. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 112.