Моделирование активной зоны реактора РБМК в тренажерах АЭС и система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов

Фёдоров, Игорь Вячеславович

Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Моделирование активной зоны реактора РБМК в тренажерах АЭС и система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов

кандидата технических наук: Фёдоров, Игорь Вячеславович
город: Москва
год: 2005
специальность ВАК РФ: 05.14.03

Диссертация по энергетике на тему «Моделирование активной зоны реактора РБМК в тренажерах АЭС и система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов»

Автореферат диссертации по теме "Моделирование активной зоны реактора РБМК в тренажерах АЭС и система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов"

ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО ВСЕРОССИЙСКИЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ (ВНИИАЭС)

На правах рукописи

Фёдоров Игорь Вячеславович

МОДЕЛИРОВАНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РБМК В ТРЕНАЖЕРАХ АЭС И СИСТЕМА РАЗРАБОТКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ МОДЕЛИРУЮЩИХ ПРОГРАММНЫХ КОМПЛЕКСОВ

Специальность 05.14.03. - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 2005

Работа выполнена в ОАО «Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций» (ВНИИАЭС)

Научный руководитель

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

доктор технических наук Е.Ф.Селезнёв

доктор физико- математических наук М.Н.Зизин

кандидат технических наук В.И.Иванов

ФГУП НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля

Защита диссертации состоится «¿2.» ьЫ>01-и9 2005 г. в <3 час. мин. на заседании диссертационного совета К201.001.01 во Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации атомных электростанций по адресу: 109507, Москва, ул. Ферганская, д. 25, ауд. 614.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ВНИИАЭС.

Автореферат разослан «2Р » и*А<& 2005 г.

Ученый секретарь диссертационного Совета, кандидат технических наук, с.н.с.

'^У^ Б.Я.Березин

ш±

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Введение. Актуальность темы. Ядерная энергетика заняла в структуре мировой энергетики видное место, и нет сомнений в том, что она и в дальнейшем будет развиваться. Очевидно также, что основой ее благополучного развития является безопасная эксплуатация существующих энергоблоков. Это -чрезвычайно обширная задача, имеющая множество аспектов, от совершенствования технологических систем до повышения качества подготовки персонала.

С начала 90-х годов в России была начата программа оснащения всех российских АЭС тренажерами, как полномасштабными, для детальной отработки оперативным персоналом навыков управления, так и различными другими. За пятнадцать лет, с 1989 по 2004 гг отечественными разработчиками было создано более 30 полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС с реакторами типа ВВЭР, РБМК, ЭГП-6 для России, Украины, Венгрии, Болгарии, Чехии, Китая.

Создание тренажеров потребовало разработки весьма эффективных методов и алгоритмов нейтронно-физического расчета, так как моделирование переноса нейтронов в активных зонах реакторов в режиме реального времени было новой и непростой задачей. К началу указанного периода в России практически отсутствовал опыт разработки полномасштабных моделей энергоблока, а для тренажеров РБМК не существовала трехмерная нейтронно-физическая модель реального времени.

Соответствующие этой сложной задаче специальные системы программирования также отсутствовали. Это стимулировало, наряду с заимствованием и освоением зарубежного опыта, разработку отечественных систем интегрирования сложных моделирующих комплексов.

Цели работы состоят в разработке специальных методов моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне реакторов РБМК-1000 для полномасштабных и аналитических тренажеров, их практической реализации, а также в создании системы разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов для ОС Windows.

Для достижения этих целей решены следующие задачи:

- разработан эффективный алгоритм динамического моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне реактора РБМК-1000, основанный на методе пространственного синтеза;

- указанный алгоритм, а также трехмерный конечно-разностный метод расчета реализованы в ряде полномасштабных и аналитических тренажеров;

- проведено тестирование разработанных алгоритмов и программ путем сравнения результатов расчета с результатами, полученными с помощью других программ, а также с проектными^данными и результатами измерений на блоках-прототипах; I м>с. национальна*

БИБЛИОТЕКА

- создана новая система разработки и эксплуатации больших моделирующих программных комплексов WinMod для операционной системы Windows, позволяющая разрабатывать аналитические тренажеры с использованием мультимедийных возможностей операционной системы, и совместимая по моделирующему программному обеспечению с системой US3, с помощью которой разработано большинство отечественных тренажеров.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- разработан новый высоко эффективный алгоритм синтеза нейтронного поля в реакторе РБМК, применимый в тренажерах реального времени;

- на основе ряда оригинальных технических решений создана новая система разработки и эксплуатации больших моделирующих комплексов, функционирующая в операционной среде Windows.

Практическая значимость работы заключается в том, что:

- разработанные автором нейтронно-физические модели активной зоны РБМК-1000 и модели систем контроля энерговыделения применены в полномасштабных тренажерах Курской АЭС и Смоленской АЭС, а также в аналитических тренажерах этих станций и Чернобыльской АЭС в период с 1996 по 2004 гг.. Указанные тренажеры установлены на АЭС, в Высшей школе экономики (Санкт-Петербург) для Северо-Европейского межрегионального территориального округа ГАН России, в Кризисном центре концерна «Росэнергоатом»;

- система разработки и эксплуатации моделирующих комплексов WinMod позволяет интегрировать крупные системы моделирования на всех этапах разработки и совместима с системой моделирования US3, с помощью которой построено большинство отечественных полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС. Это делает возможным ее применение для разработки аналитических тренажеров любого назначения как для уже существующих АЭС, так и для строящихся, а также при создании моделирующих комплексов для решения научно-исследовательских задач. Система WinMod использовалась при разработке 2 аналитических тренажеров: «ТОМАС-1» для АЭС с реактором ВВЭР-1000 и «ТОМАС-2» для АЭС с реактором РБМК-1000. В настоящее время ведется разработка моделирующего комплекса для блока Белоярской АЭС с реактором БН-600.

Апробация работы и публикации. Материалы диссертационной работы докладывались на:

- ежегодной конференции по моделированию в США (г. Сан-Диего, 1994г.),

- семинаре секции динамики «Математические модели для исследования и обоснования характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании и эксплуатации» (г. Гатчина, 2000 г.),

- семинаре по алгоритмам и программам для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов («НЕИТРОНИКА», г. Обнинск, 2001 г.),

- семинаре «Моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах реакторов различного назначения», (г. Обнинск, 2002 г.),

- семинаре «Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах» (г. Обнинск,.2003 г.),

- Четвертой Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», (г. Москва, 2004 г.),

- семинаре «Методики и программы полномасштабного моделирования динамики АЭС и ТЭС» (г. Москва, 2004 г.).

Основное содержание диссертации изложено в 7 печатных работах, которые опубликованы в отечественных и зарубежных изданиях.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и трех приложений. Содержит 111 страниц, 4 рисунка, 6 таблиц. Список литературы включает 47 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы цели исследования, его научная новизна и практическая значимость. Дан общий обзор работы, обозначен личный вклад автора.

В главе 1 обсуждается опыт использования тренажеров для обеспечения безопасности эксплуатации АЭС, в том числе с реакторами РБМК. Обсуждаются различные аспекты моделирования нейтронно-физических процессов в режиме реального времени, а также тестирования и использования тренажеров. Представлены основные параметры нейтронно-физических моделей некоторых тренажеров, рассмотрена взаимосвязь использованных методов расчета и имевшихся вычислительных ресурсов. Обсуждается применение специализированных систем разработки комплексных моделей энергоблока, а также область применения таких моделей.

В главе 2 описаны разработанные и внедренные автором новые алгоритмы моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне реактора РБМК-1000. В их числе специально разработанный синтетический алгоритм, применявшийся в полномасштабных и аналитических тренажерах РБМК для Курской, Смоленской и Чернобыльской АЭС, а также трехмерный конечно-разностный метод, использованный в аналитическом тренажере для Курской АЭС.

Для моделирования переноса нейтронов в активной зоне реактора РБМК в режиме реального времени, необходимом для тренажера, потребовалось разработать новый высоко эффективный метод расчета нейтронного поля. Для решения этой задачи был предложен специальный синтетический алгоритм, объединяющий решения общей и локальных задач переноса нейтронов. Этот алгоритм представляет собой пространственный синтез нейтронного поля и включает в себя двумерную поканальную задачу и 12 одномерных 7-слойных

задач вокруг высотных датчиков системы физического контроля энерговыделения (СФКРЭ), что связано с необходимостью моделировать их показания (рис. 1). Для расчета нестационарного поля нейтронов использовалось квазистатическое приближение, в котором форм-функция определяется решением одногруппового стационарного уравнения переноса нейтронов, а амплитудная функция из решения системы уравнений точечной кинетики.

'шш6я ужу//ж ку/у/му/.

умш/жя'Л'а 'аъ'лу/#мк. м^^тиъ *'лужужахт

ъгшужяужя ужкуж'/муж кззккк куж'лу/ужум

'шу/ж&м'шшж у/ужуж9мужуул.

ЯУЖЯ'/ЖШУЖЖ ужкужу/ЛУЖКУ/. тжжаяужаууа.

'¿ужак чжжя чгшжя тмят ш/ж/ж. шшуж.

ужуауж9му/жуж уулужуж'шуж'л у.умжужя'луж'/,

ужмужууаужуж. ужужжжшум. у/ау/у/мужмужк

ЯУЖ'ЛУЖЖУМ. ШШШМШШ Т&И^&ТШ ШЖбЯт'Ш'Л

'лу/ушп. у,ужум гшужа

ъжуж'А зшкзшз^ззк! ттш. У,УШ'/,П.

ужумужуж'/. у/шмужуму/,

у/у/му/ужуж'аку/. ужуулужумжу/л у//жумужкужу,

уму/ужужуму/уа ужужяяушуулп ужумужужу.ум

уж'ж'л п'шж'л у/лужу, ужужу. тжшж яж'шу/.

ужумууужужум умужужуму/ум уму/ужу/ужужу.

умуж'ж'лужуж ужумужкужум ужуу/////жужу.у,

уу/шумужум уужу.умужя ужужумужу, ужуу/жуу/жш^^.^^ ужуж«уж

^^нт у.ужуу/,

¡¡¡¡«»¡¡ай!

Каналы с ДКЭ(в)

Каналы, принадлежащие одному из расчетных цилиндров Каналы, принадлежащие двум расчетным цилиндрам

Рис.1. Расположение расчетных областей в задаче пространственного синтеза.

Одномерные задачи решались в областях активной зоны, близких по форме к цилиндрам, и состоящим из 101 канала с высотным датчиком СФКРЭ в центре. Эти цилиндры частично пересекались (одним технологическим каналом), в то же время не включали в себя весь объем активной зоны.

Представление форм-функции в локальных областях активной зоны в виде произведения Ф(г) = Фху(х,у)Фг(г) приводит, после интегрирования трехмерного стационарного уравнения переноса по пространственным переменным с переходом к конечно-разностной постановке задачи, к следующим уравнениям. Для двумерной задачи:

У < К >', Ф'„ = — < >í

/ >л ху ху а г ху , / г ху

*»-1 Ке/

где i - индекс расчетной ячейки (от 1 до 1884), ш - индексы четырех соседних ячеек,

,=j_ <d>:<D>\ <D>¡=k_L

Л" Arm,<D>:+<D>'z' '

t!B*

<x„ >;=-, <vzf -,

5>! IX

í.l 4-1

Ф'ч.и Ф*" плотность потока нейтронов в двумерной и одномерной задачах соответственно, D*, 1*и vi*- коэффициент диффузии и сечения поглощения и деления в ячейке трехмерной решетки, Агт - шаг решетки. Для одномерных задач:

/.i V

где к - индекс расчетной ячейки (от 1 до 7), / - индексы двух соседних ячеек,

2 <D>'V<D>% Z> Arlt<D>'v+<D>'v' V *

101

IXX <£. -> >',

i-i

В процессе отладки описанной модели в динамических режимах было показано, что такая модель достаточно хорошо описывает динамику плотности потока нейтронов при условии, что при свертке сечений для двумерной задачи используется высотное распределение, усредненное по всем 12 высотным задачам. Применение для этой свертки самих решений одномерных задач приводило к неустойчивости общего решения. Вместе с тем, для синтеза

. _

101 Ф' ' У1 «У

1>*Х

. J-1_

101

трехмерного распределения использовались именно решения высотных задач; лишь в тех каналах, которые не входят в расчетные цилиндры, применялись интерполяции высотных распределений в ближайших расчетных цилиндрах.

Стационарные уравнения переноса решались методом итераций источника. Эффективный коэффициент размножения нейтронов из двумерной задачи использовался для получения амплитудной функции. Количество итераций источника было постоянным и определялось вычислительными ресурсами моделирующего компьютера. Поскольку модель нейтронной кинетики на этих тренажерах занимала почти половину имевшихся вычислительных ресурсов, потребовалась тщательная оптимизация всех расчетных алгоритмов.

Константное обеспечение было подготовлено с помощью программы GETERA. Рассчитанные при различных значениях теплофизических параметров константы аппроксимировались полиномами во всей области значений. Параметры, необходимые для описания зависимостей нейтронных констант, выбирались на основе анализа физики активной зоны реактора. Отравление учитывалось с помощью микросечений поглощения ксенона и самария, также аппроксимированных полиномами. Зависимость поглощающих свойств органов СУЗ от спектра нейтронов обусловила включение в число параметров соответствующих полиномов плотности воды в каналах, окружающих дополнительный поглотитель и стержень СУЗ. Расчет сечений по полиномам занимал существенную часть вычислительных ресурсов, поэтому была проведена значительная работа по оптимизации этих полиномов. С этой же целью полиномы готовились для каждой расчетной зоны с топливом, что позволило исключить выгорание из числа параметров аппроксимации. Для воспроизведения наблюдаемого распределения плотности энерговыделения использовалась коррекция сечений деления.

Очевидно, что синтез нейтронного поля описанным выше методом минимум на порядок быстрее «прямого» трехмерного расчета за счет уменьшения общего количества расчетных узлов и размерности задачи. Альтернативой этому методу является «крупносеточный» подход, развитый в это же время в МИФИ для использования в тренажерах РБМК, и примененный в полномасштабных тренажерах для Ленинградской и Игналинской АЭС. В этом методе использована расчетная сетка 137x7 (один элемент в плане - полиячейка - содержит 4x4 канала); восстановление локальной структуры нейтронного поля внутри полиячейки проводится с помощью заранее рассчитанных полиномиальных функций от теплофизических параметров топлива, замедлителя и теплоносителя, а также от плотности ксенона. Сравнение этих двух подходов по эффективности и точности не проводилось, однако можно предположить, что • их эффективность находится примерно на одном уровне, т.к. оба они реализованы в полномасштабных тренажерах в одно и то же время.

К настоящему времени производительность доступных компьютеров достигла уровня, позволившего построить для тренажера РБМК-1000 трехмерную двухгрупповую модель реального времени. Расчет нестационарного поля нейтронов так же, как и в синтетической модели, проводился в квазистатическом приближении. Полное число расчетных точек - 1884x8,

система констант была построена аналогично таковой для синтетического расчета. Данная модель использована в аналитическом тренажере 1-го блока Курской АЭС, разработанном в 2003-2004 годах.

Программа, реализующая нейтронно-физическую модель активной зоны, функционирует в составе тренажера, т.е. в определенных системе программирования и операционной среде, и это определяет подход к организации алгоритма и распределению имеющихся вычислительных ресурсов. Особенностями условий функционирования этих программ во всех построенных тренажерах являлись:

- дефицит вычислительных ресурсов моделирующего компьютера;

- необходимость распараллеливания на 2-3 процессора;

- большой интерфейс с моделями других технологических систем (прежде всего контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) и графита);

Необходимо отметить, что расчет сечений требует больших вычислительных ресурсов, причем попытки экономить ресурсы за счет уменьшения частоты пересчета всех или части сечений приводят либо к уменьшению стабильности решения, либо к замедлению реакции модели на быстрое управление. Таким образом, тщательная подготовка полиномиальных аппроксимаций является важнейшим условием функционирования нейтронно-физических моделей реального времени.

Особенностью нейтронно-физической модели тренажера РБМК является очень большой программный интерфейс с другими моделями (распределенные теплофизические параметры топлива, теплоносителя и замедлителя, а также энерговыделение. Обмен более чем половиной данных должен проводиться с максимальной частотой. Частота обмена 12 и 20 Гц, использованная в тренажерах РБМК, не является настолько высокой, чтобы пренебречь согласованностью данных с учетом особенностей функционирования программы на трех процессорах с общей памятью. Такое согласование достигалось тщательным структурированием программы и распределением расчетных модулей в «частотной сетке» системы моделирования.

В такой комплексной модели, как тренажер, предъявляются серьезные требования к точности и стабильности получаемых и передаваемых данных. Например, при наличии положительной обратной связи по плотности теплоносителя небольшие ошибки в расчете энерговыделения или плотности теплоносителя увеличиваются. При этом могут наблюдаться значительные колебания мощности, как локальной, так и полной (колебания возникают из-за отрицательной обратной связи по системе автоматического регулирования мощности). Наличие существенных обратных связей по теплофизическим параметрам теплоносителя потребовало обмена данными с моделью КМПЦ с максимально возможной частотой, иначе нарушалась стабильность процесса моделирования.

В главе 3 обсуждаются подходы к верификации нейтронно-физической модели тренажера. Приводятся и обобщаются результаты тестирования описанных в работе моделей.

К началу работы над первыми тренажерами РБМК не было создано общепризнанного подхода к тестированию нейтронно-физических моделей реального времени. Тестирование динамической нейтронно-физической модели, тем более включенной в тренажерный комплекс, где она взаимодействует с теплогидравлической моделью КМПЦ, с моделью системы контроля и управления, и, опосредованно через них с другими моделями технологических систем энергоблока, чрезвычайно сложно. Обсуждая верификацию тренажерной модели, необходимо иметь в виду ряд проблем, связанных со спецификой ее использования: широкий диапазон режимов работы блока, а также большой интерфейс нейтронно-физической модели с теплогидравлической моделью, системой управления и моделями вспомогательных систем.

Для тестирования нейтронно-физической моделей тренажеров использовался ряд подходов:

- «квазидинамические» измерения в автономном режиме моделирования: расчет коэффициентов реактивности в широком диапазоне теплофизических параметров (в тех или иных предположениях об их распределении), расчет эффективности органов управления, эффектов и динамики отравления и т.п.;

- сравнение качественных и количественных показателей переходных процессов, моделируемых на тренажере, в том числе аварий, с оценками технического обоснования безопасности (ТОБ); эта работа проводилась в рамках комплексной отладки тренажера и опиралась на проектные данные, а также измерения, проводимые на блоке-прототипе, и экспертные оценки опытного оперативного персонала.

В ходе тестирования нейтронно-физической модели в составе полномасштабного тренажера Курской АЭС были измерены следующие нейтронно-физические характеристики модели реактора:

- подкритичность остановленного разотравленного реактора;

- эффективность стержней быстрой аварийной защиты (БАЗ);

- эффект обезвоживания КМПЦ;

- эффект обезвоживания контура охлаждения системы управления и защиты (КО СУЗ);

- эффект изотермического разогрева;

- количество стержней СУЗ, которое необходимо извлечь для вывода реактора в критическое состояние;

- изменение оперативного запаса реактивности в процессе подъема мощности реактора;

- распределение потока нейтронов в активной зоне реактора, показания радиальных и высотных датчиков СФКРЭ;

- изменение оперативного запаса реактивности в процессе управляемого снижения мощности реактора;

- изменение оперативного запаса реактивности при изменении состава газовой смеси;

- временная зависимость изменения мощности реактора при аварийном снижении мощности;

- изменение запаса реактивности в процессе отравления после останова;

- быстрый мощностной и паровой коэффициенты реактивности;

- изменение реактивности и мощности в аварийных режимах.

Результаты испытаний показали, что нейтронно-физический модуль тренажера реактора РБМК с достаточной точностью описывает поведение реактора в основных режимах, предусмотренных для моделирования на тренажере. В качестве примера в табл. 1 дано сравнение некоторых характеристик реактора, полученных на тренажере и с помощью программ STEP AN и SADCO. Приведены характеристики активной зоны, относящиеся к 4 блоку Курской АЭС с одной из загрузок 1994 г. Данная загрузка активной зоны характеризуется следующими параметрами: топливо 2.0% - 362 TBC, 2.4% -1210 TBC, ДП - 84 ТК, СВ - 5 ТК. В этой же таблице приведены расчетные данные по четырем блокам Курской АЭС, полученные в РНЦ КИ в рамках НИР «Расчетная оценка паспортных характеристик реакторных установок 1-4 блоков Курской АЭС по состоянию на IV квартал 1993 г.» по программе «BARS/COTT».

Таблица 1

Некоторые характеристики активной зоны РБМК-1000, полученные по различным программам.

Параметр Программа

тренажер STEP AN SADCO BARS/ COTT

Коэффициент реактивности по температуре топлива С) -0,0027 -0,0027 -0,0025 -0,00276 --0,00264

Коэффициент реактивности по температуре графита (С) 0,0071 0,0075 0,0079 0,00596 -0,00620

Коэффициент реактивности по плотности т/н (/?^/(г/см5)) -0,95 -0,84 -0,91 -1.57-1.27

Эффект обезвоживания КМПЦ (Д ^) 1,08 1,20 0,61 3.31 -9.90

Эффект обезвоживания КОСУЗ 3,8 4,2 4,4 2.63.5

Эффективность стержней БАЗ 1,9 2,0 2,2 -

Быстрый мощностной эффект реактивности {р^!МВт) -0,00024 -0,00025 -0,00024 -0,000305 --0,000249

Помимо сравнения с известными программами, было проведено сопоставление этих результатов с результатами измерений некоторых физических параметров активной зоны на различных блоках. Поскольку в течение 90-х годов на энергоблоках с реакторами РБМК проводилось внедрение TBC с обогащением 2.4%, а также кластерных ДП и РР нового типа, необходимо рассматривать блоки с сопоставимой загрузкой активной зоны. Ниже приводится ряд результатов измерений на блоках с реактором РБМК, проведенных в указанный период. Результаты измерений парового и быстрого мощностного коэффициентов реактивности сведены в табл. 2. Кроме этих измерений, в

указанных работах оценены эффекты обезвоживания КМГТЦ и КОСУЗ в критическом состоянии на номинальном уровне мощности. Для ЧАЭС эффект обезвоживания КОСУЗ определен равным 4.9 для ЛАЭС - 2.8 р,„. Эффект обезвоживания КМПЦ на ЛАЭС оценен как 1.0 , эффективность БАЗ - 2 .

Таблица 2

Результаты измерений быстрого мощностного и парового коэффициентов реактивности.

Блок, АЭС Год Состав активной зоны Быстрый мощностной коэффициент реактивности, Ю'Д^/МВт Паровой коэффициент реактивности, Р.,

ТВС 2.4% ДП

4, ЛАЭС 1992 1558 80 -(3.6 ±0.6) 0.9 ± 0.2

3, ЧАЭС 1994 1132 93 -2.65 0.64 ± 0.20

1,САЭС 1994 1536 81 -4.0 0.6 ± 0.2

2, САЭС 1995 1546 81 -2.8 0.66 ± 0.20

Тренажер 1994 1210 94 -2.4 0.67

Таким образом, было показано, что основные характеристики нейтронно-физической модели тренажера соответствуют характеристикам реактора в указанный период эксплуатации.

О качестве расчета пространственных динамических эффектов позволяет судить моделирование изменения поля энерговыделения при движении органов СУЗ.

В таблице 3 представлена разность показаний радиальных датчиков контроля энерговыделения (ДКЭР), моделируемых на тренажере, и рассчитанных по программе ЗАЭСО при завершении падения стержня БАЗ в одном из состояний реактора. Из таблицы видно, что для этого режима, характеризующегося максимальным локальным изменением поля нейтронов в реакторе, имеется хорошее согласие между двумя расчетами. Аналогичные результаты получены и для стержня БАЗ, погруженного в центре активной зоны.

Было также проведено комплексное тестирование программного обеспечения тренажера, предусматривающее анализ следующих режимов:

■ стационарные состояния 100% и 50% номинальной мощности;

■ аварийные режимы:

- режим АЗ-1 по отключению одного главного циркуляционного насоса

(ГЦН);

- режим АЗ-2 по отключению одного из 2-х работающих турбогенераторов (ТГ);

- режим АЗ-1 по отключению ГЦН, переходящий в АЗ-5;

- режим АЗ-5 от кнопки;

- разрывы КМПЦ (опускного трубопровода, напорного коллектора, раздаточного группового коллектора, пароводяных коммуникаций, напорного водяного коллектора, технологического канала), паропровода и трубопровода технической воды.

Результаты моделирования сопоставлялись с имеющимися данными АЭС и ТОБ, в том числе путем сравнения станционных и тренажерных диаграммных лент.

Таблица 3

Разность показаний ДКЭР, моделируемых на тренажере, и рассчитанных по программе вАОСО, при падении стержня БАЗ 64-27 (%)

Номер ряда 11 15 21 25 31 35 41 45 51 55 61 65

67 -10 -6 -7 -6

64 -11 -и >-8 -5 -3 -2 -1 -2

60 -4 -2 -6 -5 -3 -2 1 2 1

54 -3 -6 -4 -4 -2 -1 -1 7

50 -5 -2 -3 -1 -1 -1 1 2 2 2

44 -3 -2 -2 -2 2 2 1 1 2

40 -2 1 1 2 2 1 1 1

34 -1 1 1 1 1 2 2 1 1

30 -3 1 1 2 2 1 2 2 1 1

24 -3 1 1 1 1 2 1 1 1 1 -5

20 1 1 1 1 1 1 1

14 -3 1 1 1

10 -3 -1 -1 -1 -2

При проведении испытаний в качестве критерия успешности использовалось качественное совпадение тенденций параметров с референтными данными, оцененное станционными операторами. Экспертные оценки были

положительные, подтверждающие достаточное для тренажера качество моделирования перечисленных режимов.

В дополнение к программе приемо-сдаточных испытаний функционально-аналитического тренажера Курской АЭС была проведена проверка качества моделирования основных нейтронно-физических характеристик активной зоны и органов управления реактором. С этой целью были определены некоторые параметры модели активной зоны и проанализирован ряд штатных и нештатных режимов реактора.

Рассматривались следующие параметры:

- подкритичность остановленного разотравленного реактора,

- эффективность стержней БАЗ,

- интегральная и дифференциальная эффективность одного стержня ручного регулирования (РР) в холодном критическом состоянии реактора.

Были проанализированы режимы:

- быстрый выход в критическое состояние с большой неравномерностью распределения потоков по радиусу,

- перегрузка ДП на свежую TBC на номинальном уровне мощности,

- перегрузка выгоревшей TBC на свежую TBC на номинальном уровне мощности.

Результаты проведенных испытаний показали соответствие измеренных параметров нейтронно-физической модели и рассмотренных режимов ее функционирования характеристикам блока-прототипа.

Следующим этапом совершенствования нейтронно-физической модели в тренажерах было внедрение трехмерной двухгрупповой конечно-разностной модели в аналитическом тренажере 1-го блока Курской АЭС. Ее испытание продолжается в настоящее время. Начальное тестирование, проводившиеся по обычной для аналитического тренажера программе приемо-сдаточных испытаний, показало адекватность моделирования нейтронно-физических процессов в рамках требований к тренажеру.

Эта модель была также использована в исследованиях некоторых аварийных режимов в комплексе с теплогидравлической поканальной программой БАГИРА. Расчет проводился не в режиме реального времени. Наряду с другими аварийными режимами рассматривался разрыв раздаточного группового коллектора (РГК) полным сечением с целью анализа динамики температуры топлива. Данный режим характеризуется высокой температурой топлива, поэтому константное обеспечение имело расширенный до 4000 °К диапазон температур топлива.

В качестве примера на рис. 2 представлены графики мощности энерговыделения и плотности потока нейтронов в 7-м (из 14-и) расчетном слое одной из TBC аварийного РГК. Быстрая потеря теплоносителя в трех десятках каналов с TBC приводит к появлению положительной реактивности и росту полной мощности реактора почти на 20 МВт за первые полторы секунды процесса. Вместе с тем, падение плотности потока тепловых нейтронов уменьшает энерговыделение в обезвоженных каналах примерно на 5%. Дальнейшее снижение мощности в этих каналах обусловлено работой системы локального автоматического регулирования, восстанавливающей полную

мощность реактора, а также значительный рост температуры топлива. Было показано, что в аварийном РГК, во-первых, максимум температур оболочек всех твэлов реализуется не в ТК с максимальной мощностью, а, во-вторых, численное значение этого максимума может существенно превосходить максимальную температуру оболочек твэл в ТК максимальной мощности.

Врет, с

Рис. 2. Плотность потока нейтронов и энерговыделение в одном из каналов разорванного РГК.

Имеющийся более чем десятилетний опыт разработки и тестирования целого ряда тренажеров для АЭС с реакторами РБМК-1000 позволяет сделать вывод о соответствии разработанных нейтронно-физических моделей цели обучения оперативного персонала. В то же время необходимость совершенствования программного обеспечения тренажеров, в том числе в части нейтронной физики, всегда признавалась как пользователями, так и разработчиками тренажеров. Учитывая сложившиеся темпы увеличения производительности вычислительной техники, а также опыт проектных и эксплуатационных расчетов, можно утверждать, что в настоящее время появилась возможность дальнейшего повышения качества тренажерных нейтронно-физических моделей.

Для первых тренажеров отсутствовала возможность строить модели, в полной мере соответствующие современному уровню развития нейтронно-физических расчетов, причем использование существующих расчетных решений в тренажерах не сводилось к их упрощению, а требовало разработки специальных алгоритмов, таких, как синтетический (в данной работе), или крупносеточный (у других разработчиков). Применение трехмерной двухгрупповой модели на аналитическом тренажере 1-го блока Курской АЭС показало, что при последующих модернизациях программного обеспечения возможно и необходимо внедрение нейтронно-физических моделей инженерного уровня. С другой стороны, для дальнейших шагов по пути усложнения нейтронно-физических моделей РБМК реального времени требуется еще большее увеличение производительности используемых компьютеров.

В главе 4 кратко описана разработанная автором модель системы контроля энерговыделения в тренажерах РБМК на примере ПМТ 4-го блока Курской АЭС. Данная модель непосредственно связана с нейтронно-физической моделью и должна учитывать ее особенности.

Глава 5 посвящена описанию созданной автором совместно с А.И.Айзатулиным системы разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов WinMod для операционной системы Windows. Описана постановка задачи, структура системы WinMod, примененные технологии программирования. Приведено краткое описание аналитических тренажеров, разработанных с помощью данной системы.

Такие крупные моделирующие программные комплексы как тренажеры АЭС оперируют большим объемом данных и включают в себя большое количество разнообразного программного обеспечения, моделирующего различные физические процессы в оборудовании технологических систем

энергоблока. Поэтому для их построения требуются специальная технология, позволяющие разрабатывать, отлаживать и интегрировать модели технологических систем коллективу специалистов. Такая технология подразумевает, на основе декомпозиции всего технологического оборудования на отдельные технологические системы и подсистемы:

- тщательное структурирование данных и программ;

- автоматизированные средства модификации и хранения данных; защиту,

насколько это возможно и необходимо, данных одной моделирующей

программы от ошибочного воздействия других моделирующих программ;

- возможность тестирования и эксплуатации моделей отдельно от других и

совместно в любых сочетаниях;

- развитые средства отладки программного обеспечения;

- средства документирования процесса разработки.

Одна из таких систем, названная US , была разработана в США для ОС Unix фирмой Singer (затем S3 Technologies) в 80-е годы. Эта система поддерживалась до настоящего времени фирмой-разработчиком и совместным предприятием, а затем ОАО «ДЖЭТ», использовавшей ее для разработки тренажеров АЭС с реакторами различных типов на базе многопроцессорных компьютеров Silicon Graphics и, в последнее время, на компьютерах с процессорами Intel.

Постановка задачи в данной работе заключалась в том, чтобы разработать систему моделирования, работающую в операционной системе Windows на одно- или многопроцессорных компьютерах, в полной мере использующую мультимедийные возможности операционной системы и совместимую по программному обеспечению и основным форматам данных с US3. Были сформулированы следующие требования:

- Организация данных аналогична таковой в US3 и поддерживается менеджером базы данных с функциями импорта-экспорта данных в формате, совместимом с US3.

- Могут быть использованы тексты программ на Фортране, разработанные для US3, в том числе созданные с помощью кодогенераторов. Согласование текстов программ с базой данных должно быть автоматизировано.

- Процесс моделирования осуществляется на одно- или многопроцессорном компьютере под управлением программы, поддерживающей также все сервисы инструкторской станции.

* Конфигурация всего моделирующего комплекса может состоять из

одного или нескольких компьютеров, один из которых выполняет функции моделирующего компьютера и инструкторской станции.

- Доступ к данным и основным функциям управления тренажером может осуществляться с любого компьютера в составе локальной сети.

- Для операторского интерфейса должна быть разработана технология построения мультимедийных приложений, позволяющих имитировать панели управления и технологические схемы, используя фото- и видеоматериалы, а также звуковые эффекты и контекстную информационную систему.

Разработанная система является комплексом программ, предназначенных для разработки и эксплуатации сложных моделей, таких, например, как модель энергоблока АЭС. Такая сложная модель представляет собой композицию моделей отдельных технологических систем, обменивающихся общими данными. Программная реализация модели технологической системы представляет собой набор программных модулей, моделирующих отдельные технологические подсистемы. Эти модули вызываются управляющей программой комплекса с определенной частотой и в определенном порядке на заданном процессоре. Модули оперируют со своими «частными» областями данных, недоступными модулям других моделей и с «общими», доступными более чем одной модели. Для компилятора FORTRAN такая область данных является COMMON-блоком, и в дальнейшем будет называться глобальной областью данных. Программные реализации моделей и COMMON-блоков представляют собой динамические библиотеки Windows (Dynamic Link Library).

На рис. 3 представлен пример организации программ и данных. Имеются программные реализации двух моделей технологических систем (АА и ВВ), каждая из которых моделирует несколько подсистем (АА01...АА03 и ВВ01...ВВ02). Управляющая программа RTEX передает управление «контрольным» модулям С_АА01...С_АА03 и С_ВВ01...С_ВВ02, которые вызывают программные модули S AA01 ...S_AA07. Данные размещаются в COMMON-блоках (глобальных областях) G_AA01... G_AA02, «принадлежащих» системе АА, блоках G_BB01... G_BB03, «принадлежащих» системе ВВ, а также общих блоках G XX и G ZZ, доступных обеим системам. В общем случае «собственные» данные одной системы не доступны другой системе, как блоки GAA01 и G_AA02 для системы ВВ. «Защищенность» данных одной системы от воздействия другой системы существенно повышает надежность и облегчает поиск ошибок, связанных с неправильной адресацией, а размещение всех данных в COMMON-блоки позволяет эффективно организовать процедуры сохранения и загрузки данных.

База данных представляет собой таблицы СУБД Paradox. Управление данными осуществляется программой Database Manager (DBM). DBM позволяет корректно модифицировать, добавлять и удалять записи в таблицах баз данных, не нарушая структуры уже существующих данных; DBM компилирует динамическую библиотеку глобальной области данных после изменения его содержимого. Кроме того, на DBM возложена функция регистрации, а также включения в работу и выключения из работы моделей технологических систем и их контрольных модулей. DBM осуществляет доступ к таблицам баз данных с «

любого компьютера в составе локальной сети. Менеджер базы данных обеспечивает ряд служебных функций, таких, как анализ структуры таблицы, поиск и фильтрацию данных, контроль эффективности использования адресного пространства COMMON-блоков и другие.

Тексты программ автоматически снабжаются описанием используемых переменных, размещенных в базе данных. Эту задачу выполняет утилита FSCAN, запускаемая пользователем перед компиляцией программы, или автоматически программой DBM по списку модулей, данные которых подверглись изменению.

Рис. 3. Пример структуры данных и взаимодействия программных модулей.

Отладка моделей технологических систем поддерживается сетевым отладчиком IND (Interactive Network Debugger) - приложением, позволяющим наблюдать за значением переменных, описанных в базе данных, менять их значения во время моделирования, строить графики отображаемых переменных от времени, а также управлять процессом моделирования.

Для инициализации значений переменных предусмотрен ряд механизмов: указание значений в базе данных; использование файлов с данными в формате BLOCK DATA, инициализирующих глобальные области при их компиляции; использование файлов со значениями переменных, вводимых непосредственно с помощью отладчика или управляющей программы.

Процесс моделирования обеспечивается управляющей программой RTEX (Real-Time Executive), загружающей динамические библиотеки глобальных областей данных и моделей технологических систем. Контрольные модули систем импортируются управляющей программой; адреса загрузки глобальных областей данных фиксируются для получения доступа ко всем глобальным данным в соответствии со смещениями адресов переменных, указанными в базе данных. Исключительные ситуации при выполнении контрольных модулей анализируются. Таким образом, управляющая программа имеет полный доступ как к самому процессу моделирования, так и к данным, размещенным в глобальных областях.

Структура взаимодействия перечисленных приложений представлена на

рис.4.

IND

Панели оператора

RTEX DBM

Загрузка X

АА

ВВ

Динамические

библиотеки

моделей

G АА01

G АА02

G BBOl

G BB02

G ВВОЗ

G XX

G ZZ

Динамические

библиотеки

данных

Microsoft Visual Studio DEC FORTRAN

Описание

конфигурации

моделей

G AA01

G AA02

G BBOl

G BB02

G ВВОЗ

G XX

G ZZ

Описания данных (include-файлы)

Тексты моделей

I АА

I— ВВ

FSCAN

Рис. 4. Взаимодействие программных средств моделирующего комплекса.

В отличие от ОС UNIX, где в распоряжении программиста имеются механизмы синхронизации приложений и удобные методы разделения данных между приложениями, в операционной системе Windows сделан акцент на развитые механизмы использования и синхронизации тредов (threads) в рамках одного приложения. Таким образом, применение динамических библиотек отвечает принципу декомпозиции и структурирования технологического оборудования по технологическим системам, а использование синхронизированных тредов с различными приоритетами позволяет в рамках одного приложения как выполнять само моделирование технологического

процесса, так и обеспечивать все функции инструкторской станции тренажера. Управляющая программа представляет собой мультитредовое приложение, использующее треды с различными системными приоритетами для различных функций. Такое использование тредов при условии их точной синхронизации (особенно в части работы с глобальными областями данных и файлами баз данных) позволяет эффективно использовать вычислительные ресурсы одно- или многопроцессорного компьютера, работающего под управлением операционной системы Windows.

На управляющую программу возложены все функции инструкторской станции в соответствии со стандартными требованиями к тренажерам:

- старт и останов процесса моделирования по команде инструктора, управление скоростью моделирования;

- загрузка и сохранение мгновенного состояния;

- периодическая запись промежуточных состояний с возможностью возврата к ним;

- включение и выключение моделируемых отказов оборудования;

- дистанционное управление (имитация управления оборудованием с пультов, не находящихся на БЩУ)

- анализ моделируемых процессов с прямым доступом к параметрам моделей, представленным в цифровой и графической форме; регистрация событий (срабатывание защит, блокировок и т.п.).

С использованием системы WinMod были разработаны 2 аналитических тренажера: «ТОМАС-1» для АЭС с реактором ВВЭР-1000 и «ТОМАС-2» для АЭС с реактором РБМК-1000. В настоящее время ведется разработка моделирующего комплекса для блока Белоярской АЭС с реактором БН-600.

Программный комплекс 'ТОМАС-1" (Тренажер Оперативного Моделирования Аварийных Ситуаций) позволяет моделировать нормальные, переходные и аварийные режимы работы АЭС с ВВЭР-1000 (проект В-320).

Программный комплекс имеет следующие структурные составляющие:

- математическую модель энергоблока, описывающую нейтронно-физические, теплогидравлические, электрические и логические процессы в оборудовании и системах управления АЭС;

- математическую модель для анализа тяжелых аварий, описывающую процессы разогрева, плавления и разрушения активной зоны и корпуса реактора и взаимодействие расплава с бетоном.

Часть программного обеспечения тренажера разработана с использованием > системы WinMod, частично использованы модели технологических систем,

созданные для аналогичных полномасштабных тренажеров. Нейтронно-физическая модель активной зоны представляет собой 3-мерный 1-групповой квазистатический конечно-разностный расчет поля нейтронов.

Программный комплекс ТОМАС-2 предназначен для моделирования нормальных, переходных и аварийных режимов работы АЭС с РБМК-1000. Прототипом тренажера является 4 блок Курской АЭС. Трехмерная двухгрупповая нейтронно-физическая модель, описанная в настоящей работе, а также модель КМПЦ и его вспомогательных систем, построенная с помощью кодогенератора CMS, разработаны и отлажены в системе WinMod. Модели

остальных технологических систем перенесены с полномасштабного тренажера Курской АЭС.

Тренажеры ТОМАС могут работать как в режиме реального времени, так и в ускоренном режиме при наличии достаточных вычислительных ресурсов. Пользовательский интерфейс (управление процессом моделирования, отображение информации) построен полностью средствами системы \VinMod. Он включает в себя окно управляющей программы ЯТЕХ и комплект оконных приложений, обеспечивающих управление моделями оборудования и визуализацию результатов моделирования. Эти окна по своему назначению делятся на три условные категории:

- Панельная графика (образы панелей БЩУ) предназначена для графической имитации реальных панелей управления и содержат органы управления и контроля. При этом внешний вид, функционирование и расположение этих органов максимально соответствуют реальному прототипу.

- Технологические схемы предназначены для условного отображения оборудования и их связи между собой в единую моделируемую систему. К этому типу относятся и электрические схемы. Технологические схемы содержат значения точек технологического контроля и отображают состояние оборудования

- Специальные изображения, визуализирующие протекание физических или технологических процессов. Для этого используются звуковые эффекты, цифровое видео, анимационные схемы и т.д.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Основные итоги проведенной работы, показывающие научную новизну исследований и практическую ценность результатов, могут быть сформулированы следующим образом:

1. Разработан эффективный алгоритм моделирования нестационарных нейтронно-физических процессов в активной зоне реактора РБМК-1000 в режиме реального времени, основанный на методе пространственного синтеза. Данный алгоритм позволил разработать целый ряд полномасштабных и аналитических тренажеров для Курской, Смоленской и Чернобыльской АЭС.

2. Разработана и внедрена на аналитическом тренажере 1-го блока Курской АЭС трехмерная двухгрупповая нейтронно-физическая модель активной зоны.

3. Тестирование перечисленных нейтронно-физических моделей показало их достаточную точность для использования в составе полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС с реактором РБМК-1000.

4. Создана система разработки и эксплуатации моделирующих комплексов \VinMod, которая позволяет интегрировать крупные системы моделирования на всех этапах разработки и совместима с системой моделирования Щ3, с помощью которой построено большинство отечественных полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС. Система WinMod использовалась при разработке 2 аналитических тренажера: «ТОМАС-1» для АЭС с реактором

ВВЭР-1000 и «ТОМАС-2» для АЭС с реактором РБМК-1000. В настоящее время ведется разработка моделирующего комплекса для блока Белоярской АЭС с реактором БН-600.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Marchuk Y.V., Seleznev E.F., Fedorov I.V., Fakory M.R., Tsaoi O. REBUS codeneutronic model for training simulators. XI ANNUAL SIMULATORS CONFERENCE. Proceeding of the 1994 Simulation Multiconference. San-Diego, California, USA, April, 10-14, 1994, v/26, n.3, p.515-518.

2. Пряничников A.B., Селезнев Е.Ф., Фёдоров И.В. Динамические расчетные модели активных зон реакторов. ВАНТ, серия Физика ядерных реакторов, выпуск 2, 1999, с. 64.

3. А.И.Айзатулин, К.Б.Будылин, О.А.Волощенко, А.П.Жукавин, А.О.Ковалевич, И.В.Фёдоров, Р.Л.Фукс. Программный комплекс ТОМАС для оперативного моделирования аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР-1000. Тез. докл. семинара секции динамики «Математические модели для исследования и обоснования характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании и эксплуатации», 18-22 сентября 2000 г.- Гатчина, 2000, с.164-166.

4. И.В.Фёдоров, А.И.Айзатулин. Система разработки и эксплуатации программных моделирующих комплексов WinMod. Сб. докладов семинара «Нейтроника», Обнинск, 2001, с.33.

5. Животягин А.Ф., Фёдоров И.В. К вопросу определения максимальной температуры элементов твэл реактора РБМК-1000. Сб. тез. докл. семинара «Моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах реакторов различного назначения». Обнинск, 2002, с. 55-56.

6. Селезнёв Е.Ф., Пряничников A.B., Федоров И.В., Айзатулин А.И., Белов A.A., Келарев Е.Ю. Состояние и перспективы развития расчетного обеспечения безопасной эксплуатации быстрых реакторов. Тезисы докладов конференции «Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах», Обнинск, 9-10.12.2003, с.72-73.

7. Селезнев Е.Ф., Пряничников A.B., Фёдоров И.В., Айзатулин А.И., Белов A.A., Келарев Е.Ю. Комплекс программ JOKER - расчетного обоснования безопасной эксплуатации АЭС с РУ БН-600 в динамических режимах. Четвертая Международная Научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Программа и тезисы докладов. Москва, ВНИИАЭС, 16-17 июня, 2004. с. 82-86.

05'1 4053

РНБ Русский фонд

2006-4 9583

Оглавление автор диссертации — кандидата технических наук Фёдоров, Игорь Вячеславович

ВВЕДЕНИЕ.

1 ТРЕНАЖЕРЫ АЭС И СИСТЕМЫ ИХ РАЗРАБОТКИ.

2 НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РБМК.

2.1 пространственно-време1ii1ая задача.

2.2 Разбиение на энергетические группы, константное обеспечение.

2.3 Одногрупповой синтез нейтронного поля в активной зоне РБМК.

2.4 Трехмерная двухгрупповая модель.

2.5 Функционирование i шйтронно-физической модели в составе тренажера.

3 ТЕСТИРОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ В СОСТАВЕ ТРЕНАЖЕРА.

3.1 Тестирование синтетической модели.

3.2 Тестирование трехмерной двухгрупповой модели.

3.3 Выводы по результатам тестирования нейтронно-физических моделей.

4 МОДЕЛИРОВАНИЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ

5 СИСТЕМА РАЗРАБОТКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ МОДЕЛИРУЮЩИХ ПРОГРАММНЫХ КОМПЛЕКСОВ WINMOD.

5.1 Структура системы моделирования.

5.2 База данных моделей и Менеджер базы данных DBM.

5.3 Компиляция модели технологической системы, прекомпилятор FSCAN.

5.4 Управляющая программа RTEX. Организация процесса моделирования.

5.5 Интерактивный отладчик IND.

5.6 Внедрение системы WinMod.

Введение 2005 год, диссертация по энергетике, Фёдоров, Игорь Вячеславович

Ядерная энергетика (ЯЭ) за полвека своего развития заняла в структуре мировой энергетики видное место, и, несмотря на настороженное отношение общества к проблеме обеспечения безопасности на АЭС и предприятиях топливного цикла, не уступает своих позиций. Неизбежность скорого исчерпания органического топлива не оставляет сомнений в том, что ЯЭ и в дальнейшем будет развиваться. Весомым аргументом в пользу ЯЭ является и ее «краткосрочная» (без учета проблемы захоронения и переработки отходов) экологическая чистота - отсутствие выброса углекислого газа и других продуктов горения органического топлива, в том числе радиоактивных. По-видимому, в настоящее время ЯЭ вступила в пору «зрелости», когда специалистами и обществом в-основном осознаны и на опыте взвешены преимущества и проблемы этой отрасли, остающейся, несмотря на полувековой путь развития, весьма наукоемкой и высокотехнологичной. Расстановку приоритетов в отношении тех или иных проблем нельзя еще считать законченной, но сам круг задач, от повышения уровня безопасности эксплуатации существующих энергоблоков до разработки новых типов реакторов и эффективных методов переработки отходов, вплоть до замыкания топливного цикла, хорошо очерчен.

Очевидно, что основой благополучного развития ЯЭ, на фоне признания обществом ее заслуг и перспектив, является безопасная эксплуатация существующих энергоблоков. «.Перспективы ядерной энергетики можно строить только на прочном фундаменте надежной эксплуатации действующих атомных объектов» [1]. Это - чрезвычайно л обширная задача, имеющая множество аспектов, от совершенствования модернизации) технологических систем, в том числе систем контроля и управления, до подготовки персонала. Известно, что в двух наиболее крупных авариях на коммерческих АЭС (Чернобыльская АЭС, СССР, и Три Майл Айленд, США) ошибки персонала, хотя и не были единственной причиной аварии, являлись в то же время важной, если не решающей причиной. Таким образом, «человеческий фактор» показал себя одним из важнейших в плане обеспечения безопасности АЭС. Это и понятно, учитывая чрезвычайную сложность технологического процесса на АЭС и высочайшие требования к квалификации персонала, едва ли сравнимые с таковыми в большинстве других гражданских отраслей. В последние годы сформировалась тенденция автоматизации управления технологическими процессами на АЭС. Однако автоматизация управления не снижает требования к квалификации персонала, скорее, наоборот. Качество персонала, управляющего технологическими процессами, всегда будет ключевым фактором в обеспечении безопасной эксплуатации АЭС, так как случайная или вызванная нехваткой квалификации ошибка оператора может свести на нет любые усилия по увеличению надежности оборудования и совершенствованию технологии.

Две упомянутые крупные аварии на АЭС «заставили изменить порядок следования целей оперативного сопровождения. Если раньше на первом месте была эффективность работы АЭС при условии обеспечения ее безопасности, то теперь на первое место поставлена безопасность, а затем уже эффективность работы АЭС. И это понятно: ведь сейчас ситуация такова, что еще одна тяжелая авария на АЭС, независимо от того, в какой стране она произойдет, может оказаться трагической не только для развития, но и для самого существования атомной энергетики»[2]. Обеспокоенность этим фактором до сих пор остается большой - на протяжении 90-х годов атомной энергетике приходилось доказывать свою безопасность, и это было очень нелегко: в ряде стран развитие ЯЭ было заморожено, вплоть до принятия программ свертывания.

Очевидно, что ЯЭ выдержала это испытание: хотя рост установленной мощности и замедлился довольно существенно по сравнению с оптимистическими прогнозами 70-х годов, он не остановился полностью. Но главное, что отрасль, можно сказать, сделала правильные выводы: помимо принятия беспрецедентных технических мер (прежде всего, касающихся блоков с реакторами РБМК), были серьезнейшим образом пересмотрены подходы к проектированию реакторных установок и систем контроля и управления, к организации управления технологическим процессом и, не в последнюю очередь, к подготовке оперативного персонала.

После Чернобыльской аварии были пересмотрены подходы к проблеме безопасности действующих АЭС. Принятые технические меры на существующих блоках РБМК радикально изменили нейтронно-физические свойства активной зоны и органов управления. Система управления подверглась модернизации, был пересмотрен регламент эксплуатации. Подготовка оперативного персонала стала базироваться на применении полномасштабных тренажеров и других технических средств обучения.

С начала 90-х годов в России была начата и к настоящему времени успешно завершена беспрецедентная по своим масштабам и темпам программа оснащения всех российских АЭС тренажерами, как полномасштабными, для детальной отработки оперативным персоналом навыков управления, так и различными другими. За пятнадцать лет, с 1989 г по 2004 г отечественными разработчиками было создано более 30 полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС с реакторами типа ВВЭР, РБМК, ЭГП-6 для России, Украины, Венгрии, Болгарии, Китая.

Разработка тренажеров потребовала развития весьма эффективных методов нейтронно-физического расчета, т.к. моделирование переноса нейтронов в активных зонах реакторов в режиме реального времени являлось новой и непростой задачей, особенно для реакторов типа РБМК. К началу указанного периода в России отсутствовал и опыт разработки полномасштабных моделей энергоблока, и соответствующие системы программирования, что стимулировало, наряду с заимствованием и освоением зарубежного опыта, разработку отечественных систем интегрирования сложных моделирующих комплексов.

В данной работе описаны методы моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне реакторов РБМК-1000 для тренажеров, в том числе разработанный автором эффективный синтетический алгоритм, а также созданная с участием автора система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов WinMod. Описанные методы моделирования были применены при разработке целого ряда полномасштабных и аналитических тренажеров для Курской, Смоленской и Чернобыльской АЭС. Система WinMod использовалась при создании двух аналитических тренажеров для блоков с реакторами РБМК-1000 (прототип - 4-й блок Курской АЭС) и ВВЭР-1000 (проект В-320).

Содержание работы изложено в пяти главах.

В главе 1 обсуждается опыт использования тренажеров для обеспечения безопасности эксплуатации АЭС, в том числе с реакторами РБМК. Обсуждаются различные аспекты моделирования нейтроннофизических процессов в режиме реального времени, а также тестирования и использования тренажеров. Представлены основные параметры нейтронно-физических моделей некоторых тренажеров, рассмотрена взаимосвязь использованных методов расчета и имевшихся вычислительных ресурсов. Обсуждается применение специализированных систем разработки комплексных моделей энергоблока, а также область применения таких моделей.

В главе 2 описаны методы моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне реактора РБМК-1000, в том числе разработанный автором новый эффективный синтетический алгоритм, применявшийся в полномасштабных тренажерах РБМК для Курской и Смоленской АЭС, а также в аналитических тренажерах для этих АЭС и для Чернобыльской АЭС. Описана также двухгрупповая трехмерная поканальная модель, реализованная автором в аналитическом тренажере для модернизированного 1-го блока Курской АЭС и аналитическом тренажере «ТОМАС-2». Рассматриваются такие аспекты моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне, как выбор геометрической модели, разбиение спектра нейтронов на энергетические группы, особенности функционирования нейтронной модели в составе тренажера, константное обеспечение.

В главе 3 обсуждаются подходы к верификации нейтронно-физической модели тренажера. Приводятся результаты тестирования описанных в работе моделей.

В главе 4 кратко описана разработанная автором модель системы контроля энерговыделения в тренажерах РБМК на примере ПМТ 4-го блока Курской АЭС.

Для достижения этих целей решены следующие задачи:

- проведено тестирование разработанных алгоритмов и программ путем сравнения результатов расчета с результатами, полученными с помощью других программ, а также с проектными данными и результатами измерений на блоках-прототипах;

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- на основе ряда оригинальных технических решений создана новая система разработки и эксплуатации моделирующих комплексов, функционирующая в операционной среде Windows.

Практическая значимость работы:

- разработанные автором нейтронно-физические модели активной зоны РБМК и модели систем контроля энерговыделения применены в полномасштабных тренажерах Курской АЭС и Смоленской АЭС, а также в аналитических тренажерах этих станций и Чернобыльской АЭС в период с 1996 по 2004 гг. Указанные тренажеры установлены на АЭС, а также в Высшей школе экономики (Санкт-Петербург) для Северо-Европейского межрегионального территориального округа ГАН России, в Кризисном центре концерна «Росэнергоатом»;

- система разработки и эксплуатации моделирующих комплексов WinMod позволяет интегрировать крупные системы моделирования на всех этапах разработки и совместима с системой моделирования S3, с помощью которой построено большинство отечественных полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС. Это делает возможным ее применение для разработки аналитических тренажеров любого назначения как для уже существующих АЭС, так и для строящихся, а также при создании моделирующих комплексов для решения научно-исследовательских задач. Система WinMod использовалась при разработке 2 аналитических тренажеров: «ТОМАС-1» для АЭС с реактором ВВЭР-1000 и «ТОМАС-2» для АЭС с реактором РБМК-1000. В настоящее время ведется разработка моделирующего комплекса для блока Белоярской АЭС с реактором БН-600.

Личный вклад автора заключается в том, что изложенный в диссертации синтетический алгоритм моделирования активной зоны РБМК разработан и внедрен на тренажерах лично автором; все остальные решения задач моделирования активной зоны и систем контроля энерговыделения реализованы в программах и внедрены также автором. Система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов создана в сотрудничестве с А.И.Айзатулиным. Большинство использованных в ней основных технических решений принималось авторами совместно. Программирование всех утилит, кроме относящихся к формированию операторского интерфейса, осуществлено автором диссертации; операторский интерфейс полностью разработан А.И.Айзатулиным и в настоящей работе не описан. Подготовка константного обеспечения выполнялась Ю.В.Марчуком и А.В.Пряничниковым с участием автора, во внедрении трехмерной нейтронно-физической модели участвовал Е.Ю.Келарев. Работы по верификации моделей, изложенные в главе 4, выполнялись совместно с авторами публикаций, на которые сделаны ссылки. Разработка аналитических тренажеров с помощью комплекса WinMod выполнялась автором в составе коллективов, названных в публикациях.

Основные результаты диссертации опубликованы в работах: [11], [12], [14], [19], [36], [43], [45], [46], [47].

Заключение диссертация на тему "Моделирование активной зоны реактора РБМК в тренажерах АЭС и система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов"

3.3 Выводы по результатам тестирования нейтроннофизических моделей

Имеющийся более чем десятилетний опыт разработки и тестирования целого ряда тренажеров для АЭС с реакторами РБМК

1000 позволяет сделать вывод о достаточном качестве разработанных нейтронно-физических моделей для целей обучения оперативного персонала. В то же время, необходимость совершенствования программного обеспечения тренажеров, в том числе в части нейтронной физики, всегда признавалась как пользователями, так и разработчиками тренажеров. Учитывая сложившиеся темпы увеличения производительности вычислительной техники, а также имеющийся в отрасли опыт проектных и эксплуатационных расчетов, можно утверждать, что с настоящего времени появилась возможность повысить качество тренажерных нейтронно-физических моделей. Для первых тренажеров отсутствовала возможность строить модели, в полной мере соответствующие современному уровню развития нейтронно-физических расчетов, причем использование существующих приближений в тренажерах не сводилось к их упрощению, а требовало разработки специальных алгоритмов, таких, как синтетический (как в данной работе), или крупносеточный (у других разработчиков). Применение трехмерной двухгрупповой модели на аналитическом тренажере 5-го блока Курской АЭС показало, что при последующих модернизациях программного обеспечения возможно внедрение нейтронно-физической модели, приближающейся к инженерному уровню. С другой стороны, для дальнейших шагов по пути усложнения нейтронно-физических моделей РБМК реального времени требуется еще большее увеличение производительности используемых компьютеров.

Прежде всего, представляется важным увеличение числа расчетных слоев по высоте до 14-28. Это можно сделать, оставаясь в рамках диффузионного приближения с сохранением всех элементов конечно-разностного алгоритма. Ясно, что при этом более корректно будет рассчитываться изменение реактивности при движении органов регулирования и реакция поля нейтронов на перемещение границы экономайзерного участка в канале. С другой стороны, такое увеличение детализации должно быть поддержано соответствующим усовершенствованием теплогидравлической модели канала. Последняя имела в описанных выше тренажерах 3 расчетных участка по длине канала и, кроме того, не была действительно «поканальной», т.к. оперировала «эффективными» каналами, сформированными из каналов половин активной зоны, выделенного РГК и выделенного канала (для моделирования разрывов РГК и канала). Рассчитанные в «эффективных» каналах параметры теплоносителя затем распределялись по реальным каналам в соответствии с распределением энерговыделения. Таким образом, в плане геометрической детализации нейтронно-физическая модель, по-видимому, не является в настоящее время «узким местом». Однако поканальная теплогидравлическая модель КМПЦ, как показала работа [36], требует увеличения мощности компьютера на 1-2 порядка. Что же касается нейтронно-физической модели, то дальнейшая геометрическая детализация в рамках диффузионного приближения вряд ли целесообразна, т.к. при этом возрастают погрешности диффузионного приближения, а также роль неопределенности распределения выгорания по высоте. Так, в работе [25] отмечена заметная разница в весах стержней по расчетам в тренажере (использовалась синтетическая одногрупповая модель) и по программе SADCO, несмотря на хорошее согласование по показаниям ДКЭР. Это можно объяснить как недостаточностью одногруппового энергетического разбиения спектра нейтронов около органа регулирования, так и погрешностью диффузионного приближения в области большого градиента плотности потока нейтронов.

Вместе с тем, существует опыт применения более высоких, по сравнению с диффузионным, приближений, в том числе и для РБМК (Р2, Р3), в программах, сравнимых по эффективности с тренажерными [37]. В тренажерах ВВЭР-1000 уже используется нодальный метод решения уравнения диффузии, являющийся развитием конечно-разностного метода [38]. Результаты этих работ убеждают в целесообразности использования перечисленных приближений в тренажерных нейтронно-физических моделях.

Представляется необходимым и увеличение количества энергетических групп в представлении спектра нейтронов. Следует ожидать, что моделирование эффектов реактивности при этом улучшится.

4 Моделирование системы контроля энерговыделения

Системы контроля энерговыделения реактора РБМК различны на энергоблоках разных поколений, кроме того, эти системы подвергались неоднократной модернизации. Тем не менее, все они основаны на нескольких общих принципах:

• дублирование измерений несколькими измерительными каналами,

• наличие отдельных систем контроля в пусковом и рабочем диапазоне мощности,

• наличие системы локального автоматического регулирования,

• наличие развитой системы измерения распределения энерговыделения по радиусу и высоте активной зоны.

Здесь будет рассмотрено моделирование системы контроля энерговыделения на примере ПМТ 4-го блока Курской АЭС.

На этом ПМТ моделировались следующие системы контроля энерговыделения:

• измерительная часть систем контроля мощности, реактивности и периода в рабочем диапазоне мощности;

• измерительная часть систем автоматического регулирования;

• измерительная часть систем контроля мощности и периода в пусковом диапазоне;

• система физического контроля распределения энерговыделения в активной зоне (СФКРЭ).

Система контроля мощности и реактивности в рабочем диапазоне мощности включает в себя боковые ионизационных камеры (БИК) КНК-53М, реактиметр и показывающие приборы. Для БИК АР-1 и АР-2 моделируется логика контроля неисправности и блокировки (по собственному разбалансу и «калейдоскопу») с задержкой срабатывания по сигналу «недопустимый разбаланс». Измерительная часть системы защиты по скорости в рабочем диапазоне мощности состоит из 3-х измерительных каналов с БИК КНК-53М и показывающими приборами. Реактиметр моделируется в рамках точечной модели кинетики с шестью группами запаздывающих нейтронов. Коррекция токов БИК осуществляется с инструкторской и станции тренажера и с имитатора неоперативных пультов управления.

Измерительную часть системы автоматического регулирования малой мощности (АРМ) составляют 4 БИК КНК-56 с автоматикой контроля неисправностей и блокировки по собственному разбалансу.

В пусковом режиме нейтронный поток контролируется по трем измерительным каналам с камерами КНТ-31, размещенными на границе активной зоны. Сигналы камер регистрируются показывающими приборами (скорость счета, период). Перемещение камер по высоте активной зоны моделировалось «функцией дистанционного управления» на инструкторской станции тренажера, позволяющей менять показания камер в пределах 8 порядков. Имитировались электрические помехи и наводки на сигнальные цепи камер, а также стохастический характер регистрируемой плотности потока нейтронов. Аналоговые электрические цепи, измеряющие периоды, моделировались кольцевыми стеками, в которые записывались показания камер 1(к). Тогда

-1) мгновенное значение периода определяется как т{к)=—ц-ц—гДе о — о

S(k)- сумма стека на шаге к, At- временной шаг расчета (записи в стек). Длину стека можно менять, настраивая на характерное время измерительного устройства, для описываемого тренажера она составляет 100 записей, шаг расчета - 1/12 с.

СФКРЭ предназначена для контроля локального энерговыделения и включает в себя 130 детекторов контроля энерговыделения по радиусу (ДКЭР) и 12 7-сегментных детекторов контроля энерговыделения по высоте (ДКЭВ). Сигналы с датчиков сравниваются с уставками и формируют сигналы световых индикаторов. Сигналы ДКЭ(Р) и ДКЭ(В) поступают также в систему централизованного контроля (СЦК) "СКАЛА", где используются как исходные данные физических расчетов. Коэффициенты, определяющие соответствие мощности канала токам датчиков, рассчитываются в системе, моделирующей программу ПРИЗМА. Суммарный ток ДКЭ(Р) после коррекции в соответствии с запретом использования отдельных датчиков (по данным СЦК "СКАЛА") используется для контроля полной тепловой мощности реактора и регистрируется самописцем. Токи ДКЭ(Р) и ДКЭ(В), выбранных с помощью вызывных устройств, отображаются на цифровых приборах. Модель СФКРЭ учитывает инерционность датчиков, используемых в системе.

Поскольку плотность потока нейтронов в отражателе не рассчитывалась, показания БИК и КД определялись как сумма потоков в нескольких ближайших расчетных узлах. Токи ДКЭР считались пропорциональными мощности кассет, в которых размещены детекторы, это упрощало согласование с программой ПРИЗМА.

При подготовке номинального состояния все токи БИК автоматически устанавливались на уровень, соответствующий полной мощности реактора (для того, чтобы корректно включилось автоматическое регулирование), а токи ДКЭР подвергались общей нормировке для правильной установки указателей мощности по СФКРЭ.

Моделировался ряд отказов в измерительных каналах систем контроля и управления: отказы и неверные показания БИК, отказы

СФРКЭ (отдельных датчиков и полный), отказы и неверные показания основных приборов контроля мощности, а также обесточение оборудования СФКРЭ и блочного щита.

5 Система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов WinMod

За последние десять лет существенно, на несколько порядков, возросшая мощность вычислительной техники позволила ставить и успешно решать новые, значительно более сложные задачи в области моделирования физических процессов. Так, появилась возможность моделирования с высокой точностью большинства физических и логических процессов во всех технологических системах энергоблока АЭС в реальном времени, с учетом воздействия персонала на систему контроля и управления. Стало, однако, ясно, что построение таких комплексных моделей возможно только при наличии специальных технологий, позволяющих разрабатывать, отлаживать и интегрировать модели технологических систем большому коллективу программистов.

Такая система подразумевает, на основе декомпозиции всего технологического оборудования на отдельные технологические системы и подсистемы, тщательное структурирование данных и программ; защиту, насколько это возможно и необходимо, данных одной модели от ошибочного воздействия других моделей; возможность тестирования и эксплуатации моделей отдельно от других и совместно в любых сочетаниях; развитые средства отладки; средства модификации и хранения данных; наконец, средства документирования процесса разработки.

-у

Одна из таких систем, названная US , была разработана в США фирмой Singer Link-Miles Simulation Corporation (сейчас GSE Systems) в 80-е годы для операционной системы Unix [39], и поддерживалась затем до настоящего времени фирмой-разработчиком и СП, а затем ОАО «ДЖЭТ», использовавшей эту систему для разработки тренажеров АЭС с реакторами различных типов начиная с конца 80-х годов и до настоящего времени на базе многопроцессорных компьютеров Silicon Graphics и, в последнее время, на компьютерах с процессорами Intel.

Эта система представляет собой программное обеспечение, позволяющее разрабатывать, отлаживать и эксплуатировать в режиме реального времени крупные моделирующие комплексы. Основные принципы, на которых она базируется [40]:

Структурирование данных. Данные объединены в функциональные группы, группы данных размещены в структурах. Доступ одних моделей к данным других моделей ограничен. Управление данными осуществляется СУБД, контролирующей адресную структуру данных и их использование.

Автоматическое описание данных для программных модулей. Л

US поддерживает разработку программных модулей на языках FORTRAN и С. Программные модули подвергаются прекомпиляции для автоматического построения описаний данных на основе базы данных. При этом поддерживаются перекрестные ссылки базы данных по использованию переменных в программных модулях.

Управлениепроцессоммоделирования. Процесс моделирования представляет собой циклическое исполнение программных модулей под управлением специального программного обеспечения. При этом возможно включение и выключение отдельных модулей, работа моделирующих систем отдельно от других или совместно с другими в любых сочетаниях. Осуществляется контроль значений переменных, сохранение и загрузка данных, обработка ошибок. Управление осуществляется с Инструкторской Станции (специальный компьютер) или с помощью отладчика. Многопользовательский режим доступа к базе данных и процессу моделирования. Система управления базой данных обеспечивает многопользовательский доступ, а управление моделями и их отладка возможна с любого компьютера в составе локальной сети. Кроме того, организована двухуровневая система разработки моделей с ограниченным доступом пользователей к данным и программным модулям «верхнего» уровня, содержащего последнюю «официальную» версию моделей.

Описанная среда программирования является весьма мощной и надежной системой, подтвердившей свою способность поддерживать разработку крупных моделирующих комплексов. Структура и принципы построения такой системы, очевидно, не нуждаются в переработке. Впоследствии специалистами ВНИИАЭС и ОАО «ДЖЭТ» система была дополнена средствами автоматизации программирования, такими, как кодогенераторы моделей теплогидравлического оборудования CMS и логического оборудования LCG, совместимые по форматам текстов программ и описаний данных с US3 [41], [6]. Для аналитических тренажеров была разработана система DIAGEN, позволяющая строить операторский интерфейс на персональных компьютерах в составе локальной сети.

Однако к концу 90-х годов значительное развитие получила «платформа» Intel, и стало ясно, что по соотношению «цена/производительность» компьютеры Silicon Graphics уступают компьютерам с процессорами Intel. Кроме того, представлялось весьма привлекательным использование мультимедийных возможностей ОС

Windows. Таким образом, была поставлена задача разработки системы моделирования, структурно подобной US и совместимой с ней по основным форматам данных, но работающей в операционной системе Windows на одно- или многопроцессорных компьютерах с процессорами Intel. Основное отличие конфигурации такой системы от конфигурации US3 заключается в совмещении функций моделирования и инструкторской станции на одном компьютере. Были сформулированы следующие требования.

Организация данных аналогична таковой в US3 и поддерживается менеджером базы данных с функциями импорта-экспорта данных в формате, совместимом с US3.

Тексты программ на Фортране, используемые в US3, в том числе созданные с помощью кодогенераторов, могут быть использованы в полном объеме (возможно, с незначительными изменениями, поддающимися автоматизации). Используется компилятор DIGITAL Visual Fortran в составе интегрированной среды разработчика Microsoft Visual Studio с утилитой-прекомпилятором, выполняющей «привязку» текстов программ к базе данных.

Процесс моделирования осуществляется на одно- или многопроцессорном компьютере под управлением программы, поддерживающей также все сервисы инструкторской станции. Конфигурация моделирующего комплекса может состоять из одного или нескольких компьютеров, один из которых выполняет функции моделирующего компьютера и инструкторской станции.

Доступ к данным и основным функциям управления тренажером может осуществляться с любого компьютера в составе локальной сети. Для операторского интерфейса должна быть разработана технология построения мультимедийных приложений, позволяющих имитировать панели управления и технологические схемы, используя фото- и видеоматериалы, а также звуковые эффекты и контекстную информационную систему. Всем этим требованиям удовлетворяет система моделирования WinMod, представляющая собой комплекс специализированных программ, разработанный автором в сотрудничестве с А.И.Айзатулиным.

5.1 Структура системы моделирования

Модель технологической системы представляет собой набор программных модулей, моделирующих отдельные технологические подсистемы. Эти модули вызываются управляющей программой RTEX (Real-Time Executive) с определенной частотой и в определенном порядке (во временной структуре задающего таймера с частотой 20 Гц) на заданном процессоре многопроцессорного компьютера. Модули оперируют со своими «частными» областями данных, недоступными другим моделям и с «общими», доступными более чем одной модели. Для компилятора FORTRAN такая область данных представляет собой COMMON-блок, и в дальнейшем будет называться глобальной областью данных.

На рис.5.1 представлен пример организации программ и данных. Имеются две модели технологических систем (АА и ВВ), каждая из которых моделирует несколько подсистем (АА01.АА03 и ВВ01.ВВ02). Управляющая программа RTEX вызывает «контрольные» модули САА01. .САА03 и СВВ01. .СВВ02,

Рис. 5.1. Пример структуры данных и взаимодействия программных модулей. которые вызывают программные модули SAA01.SAA07. Данные размещаются в COMMON-блоках (глобальных областях) GAA01. GAA02, «принадлежащих» системе АА, блоках GBB01. GBB03, «принадлежащих» системе ВВ, а также общих блоках GXX и GZZ, доступных обеим системам. В общем случае «собственные» данные одной системы не доступны другой системе, как блоки GAA01 и GAA02 для системы ВВ. Однако при необходимости их можно сделать доступными, как блок GBB01 для системы АА в данном примере. «Защищенность» данных одной системы от воздействия другой системы существенно повышает надежность и облегчает поиск ошибок, связанных с неправильной адресацией, а размещение всех данных в COMMON-блоки позволяет эффективно организовать процедуры сохранения и загрузки данных.

Модели технологических систем и глобальные области данных представляют собой динамические библиотеки Windows (Dynamic Link Library), загружаемые управляющей программой. Для доступа к «контрольным» модулям они «экспортируются» компилятором, а связь моделей с глобальными областями данных организуется на этапе компиляции и осуществляется при загрузке этих динамических библиотек управляющей программой. Управляющей программе доступны все данные.

База данных моделей представляет собой таблицы СУБД Paradox. Управление данными осуществляется программой Database Manager (DBM). DBM позволяет корректно модифицировать, добавлять и удалять записи в таблицах баз данных, не нарушая структуры уже существующих данных; DBM компилирует динамическую библиотеку глобальной области данных после каждого изменения его содержимого. Кроме этого, на DBM возложена функция регистрации, а также включения в работу и выключения из работы моделей технологических систем и их контрольных модулей. DBM осуществляет доступ к таблицам баз данных с любого компьютера в составе локальной сети.

Тексты программ автоматически снабжаются описанием используемых переменных, размещенных в базе данных. Эту задачу выполняет программа FSCAN, запускаемая пользователем перед компиляцией, или также автоматически программой DBM по списку модулей, данные которых подверглись изменению.

В разработанной системе обмен данными между моделями и операторским интерфейсом (панелями оператора, технологическими диаграммами и т.д.) также осуществляется управляющей программой. Для этого данные, предназначенные для передачи через операторский интерфейс, должны размещаться в специальном COMMON-блоке, для которого DBM создает "include''-файлы для управляющей программы с описанием структуры этой глобальной области данных. Это необходимо для того, чтобы интегрировать эти данные в управляющую программу для интенсификации работы с ними. С этой же целью отдельная глобальная область отведена для данных, относящихся к отказам оборудования и дистанционному управлению. По этих данным управляющая программа предоставляет инструктору списки отказов и функций дистанционного управления с соответствующим «оформлением».

Структура взаимодействия перечисленных приложений представлена на рис. 5.2. комплекса.

5.2 База данных моделей и Менеджер базы данных DBM.

База данных представляет собой набор таблиц формата СУБД Paradox, для работы с ними используется Менеджер базы данных DBM. Структура таблицы представлена в табл. 5.1. Поля 9-12 поддерживаются автоматически, новые переменные, определяемые пользователем, размещаются в «свободных» частях глобальной области данных, если иное (в поле Location) не задано пользователем. Все поля, кроме заполняемых автоматически, доступны для редактирования. При определении новых данных осуществляется проверка уникальности вводимого имени по всей базе данных и правильности заполнения полей. Если пользователем меняется тип данных или размер массива, происходит корректное перемещение данных в другую часть глобальной области данных, если это необходимо и возможно. При удалении каких-либо данных осуществляется проверка, нет ли «привязки» с помощью поля Location других данных к удаляемым. Размер глобальной области данных задается пользователем, при необходимости может быть увеличен или уменьшен (в пределах уже размещенных данных). Поддерживаются процедуры ввода и вывода данных с помощью файлов соответствующего формата системы US3.

Глобальная область данных может быть объявлена «константной», в этом случае ее переменные инициализируются при компиляции ее динамической библиотеки и не сохраняются при записи текущих состояний (и не восстанавливаются при их чтении). Инициализация данных в этом случае осуществляется либо по полю «value» (см табл. 5.1) для одиночных переменных, либо с помощью файла с оператором BLOCK DATA, подключаемым при компиляции динамической библиотеки глобальной области.

Заключение

4. Создана система разработки и эксплуатации моделирующих комплексов WinMod, которая позволяет интегрировать крупные системы моделирования на всех этапах разработки и совместима с системой моделирования US3, с помощью которой построено большинство отечественных полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС. Система WinMod использовалась при разработке 2 аналитических тренажеров: «ТОМАС-1» для АЭС с реактором ВВЭР-1000 и «ТОМАС-2» для АЭС с реактором РБМК-1000. В настоящее время ведется разработка моделирующего комплекса для блока Белоярской АЭС с реактором БН-600.

В заключение автор выражает свою благодарность научному руководителю Е.Ф.Селезневу, оказавшему большую помощь в работе над диссертацией, А.И.Айзатулину, без обсуждения с которым не принималось ни одно важное техническое решение при разработке комплекса WinMod, А.П.Жукавину, руководившему разработкой тренажеров «ТОМАС», С.А.Бычкову, тщательно отрецензировавшему работу на стадии подготовки и внесшему ряд ценных замечаний и предложений, а также А.А.Болсунову, А.В.Пряничникову и другим специалистам, проявившим интерес к представленной работе.

Библиография Фёдоров, Игорь Вячеславович, диссертация по теме Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

1. Выступление Представителя Российской Федерации Г.М.Гатилова по докладу Международного агентства по атомной энергии на пленарном заседании 54-й сессии Генеральной Ассамблеи ООН 4 ноября 1999 года.

2. Малкин С.Д., Ракитин И.Д., Сивоконь В.П., Шаля В.В. Многоцелевые моделирующие комплексы основа для исследования тяжелых аварий, проектирования и совершенствования систем ЯЭУ. ВАНТ, серия Физика ядерных реакторов, 1991 г., вып. 5, с. 18.

3. С. Немытов, В. Петрушин. Технические средства подготовки оперативного персонала. Росэнергоатом, №6, 2004 г.

4. Артамкин В.Н. Инженерные тренажеры. Атомная техника за рубежом, 1987, №6. с. 14.

5. Емельяненко В.Ю., Чувильчиков М.С. Технология моделирования атомных электростанций. ВАНТ, серия Физика ядерных реакторов, 1999, вып.2, с. 70.

6. Малкин Д.С., Данилов В.А., Зенков А.Д., Масанов А.О., Ракитин И.Д., Янушевич Д.И. Виртуальный энергоблок и технологии компьютерного моделирования. ВАНТ, серия Физика ядерных реакторов, 2002, вып. 3, с. 72.

7. Данилов В.А., Зенков А.Д., Малкин Д.С., Масанов А.О., Ракитин И.Д., Янушевич Д.И. Компьютерная технология SimPort: опыт внедрения. ВАНТ, серия Физика ядерных реакторов, 2002, вып. 3, с. 64.

8. Ю.Чернаков В. А., Осадчий М.А. Особенности современных моделирующих комплексов сложных технологических объектов (на примере анализатора режимов АЭС с ВВЭР). «Приборы», № 7, 2002, с. 12.

9. Пряничников А.В., Селезнев Е.Ф., Фёдоров И.В. Динамические расчетные модели активных зон реакторов. ВАНТ, серия Физика ядерных реакторов, выпуск 2, 1999, с. 64.

10. Ионов А.И., Подлазов JI.H., Рогова В.Д. О влиянии степени дискретизации пространства на результаты расчетного моделирования динамики нейтронных полей реактора РБМК. ВАНТ, серия Физика ядерных реакторов, вып. 5, 1991, с 25.

11. Белоусов Н.И., Бычков С.А., Марчук Ю.В., Пряничников А.В. Программа расчета гетерогенных ячеек и полиячеек ядерных реакторов (программа GETERA). ОФАП ЯР, ном.рег. 00237, 1991 г.

12. А.В.Пряничников, Е.Ф.Селезнёв, И.В.Фёдоров. CR нейтронно-физическая модель активной зоны в тренажерах АЭС. Семинар «Методики и программы полномасштабного моделированиядинамики АЭС и ТЭС» в ФГУП «Атомэнергопроект», декабрь 2004, Москва.

13. Батурин Д.М., Страшных В.П., Выговский С.Б. Моделирование динамических процессов в РБМК средствами полномасштабного тренажера. «Атомная энергия», т. 87, вып. 3, 1999, с 189-194.

14. Выговский С.Б., Батурин Д.М., Страшных В.П., Галкин И.Э. Программный комплекс CONUCS. Верификационный отчет. ЭНИКО ТСО, 1998. ОФАП ЯР, инв. № 2998, 1998 г.

15. Ю.В.Марчук, М.А.Рахматулин, Е.Ф.Селезнев, И.В.Фёдоров. Верификация модулей нейтронно-физического расчета в тренажерах АЭС. Обнинск, 1996, в печати.

16. Краюшкин А.В., Кубарев А.В. Программа STEPAN-S для расчета характеристик ядерной безопасности. В сб. Внутренняя безопасность ядерных энергетических установок. М,ЦНИИатоминформ,1991,с.228-229.

17. РНЦ КИ, «Расчетная оценка паспортных характеристик реакторных установок 1-4 блоков Курской АЭС. Научно-технический отчет о НИР», РНЦ КИ, инв. № 0Т05/93. Москва, 1993 г.

18. Протокол измерения физических и динамических характеристик реактора энергоблока №3 ЧАЭС 23.06.97. ПО Чернобыльская АЭС, инв. № ОЯБ Ю-ОЯБ, 1997 г.

19. Физический пуск реактора РБМК-1000 3-го блока Чернобыльской АЭС после длительной остановки. Отчет. Чернобыльская АЭС, инв. № 199-ПТО, 1987 г.

20. Протокол результатов измерений физических характеристик реактора 1 энергоблока Ленинградской АЭС после КПР 1989-1990 гг. ЛАЭС, инв. № 1854, Сосновый Бор, 1991 г.

21. Протокол проведения эксперимента по определению парового эффекта реактивности и быстрого мощностного коэффициента реактивности реактора РБМК-1000 1 блока Смоленской АЭС. Смоленская АЭС, инв. № 1140 «Д». Десногорск, 1994 г.

22. Измерение физических характеристик реактора 4-го энергоблока (25 сентября 1992 г.). Отчет ЛАЭС. Сосновый Бор, 1992 г.

23. Протокол проведения эксперимента по определению парового эффекта реактивности и быстрого мощностного коэффициента реактивности реактора РБМК-1000 2 блока Смоленской АЭС. Смоленская АЭС, инв. № 1220 «Д». Десногорск, 1995 г.

24. Жукавин А.П., Кругов Н.Ю., Тушенцов А.С. Отчет по результатам заводских испытаний и верификации аналитического тренажера 4-го энергоблока Курской АЭС. ВНИИАЭС, 016-FDS-AT-01, 1999.

25. Животягин А.Ф., Фёдоров И.В. К вопросу определения максимальной температуры элементов твэл реактора РБМК-1000. Сб. семинара «Моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах реакторов различного назначения». Обнинск, 2002.

26. Селезнёв Е. Ф. Разработка и использование эксплуатационных программ нейтронно-физического расчета реакторов. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. М, 2001 г.

27. Е.Ф.Селезнёв, В.А.Терешёнок, В.А.Пряничников, В.В.Ивченков, В.М.Симин. Результаты экспериментов и расчетов критических состояний первой загрузки первого блока Волгодонской АЭС. Технический отчет. ОАО «ВНИИАЭС», М, 2004.

28. US3 User's Guide. Simulation, Systems and Services Technologies. March 1, 1991.

29. И.В.Фёдоров, А.И.Айзатулин. Система разработки и эксплуатации программных моделирующих комплексов WinMod. Обнинск, 2001, в печати.

30. Майданик В.Н., Сычев Р.Г., CMS код - генератор для моделирования технологических систем ТЭС и АЭС. Семинар «Методики и программы полномасштабного моделированиядинамики АЭС и ТЭС» в ФГУП «Атомэнергопроект», декабрь 2004, Москва.

31. Альфред Ахо, Рави Сети, Джеффри Ульман. Компиляторы: принципы, технологии и инструменты. Пер. с англ. М., Издательский дом «Вильяме», 2003.

32. И.В.Фёдоров, А.И.Айзатулин, М.И.Боклач, К.Б.Будылин, О.А.Волощенко, А.П.Жукавин, А.О.Ковалевич, С.Н.Поволоцкая, А.А.Просвирнов, А.В.Пряничников, В.А.Пряхин, Л.К.Сыромятникова. Аналитический симулятор ВВЭР-1000 «ТОМАС». Обнинск, 2001, в печати.

Похожие работы

Энергетика
05.14.00