автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка методик комплексных испытаний систем внутриреакторного контроля ВВЭР

На правах рукописи УДК621.311.25:621.039:621.181.61

САУНИН ЮРИИ ВАСИЛЬЕВИЧ

<1 00460

РАЗРАБОТКА МЕТОДИК КОМПЛЕКСНЫХ ИСПЫТАНИЙ СИСТЕМ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ВВЭР

Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 9 АПР 2010

Мытищи - Нововоронеж 2010

004601410

Работа выполнена в ОАО "Атомтехэнерго", г. Мытищи, Московской обл.

Научный руководитель: доктор технических наук

Рясный Сергей Иванович

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Лелеков Владимир Иванович

кандидат технических наук Хайретдинов Валерий Умярович

Ведущая организация: Институт ядерных реакторов Российского научного центра "Курчатовский институт".

Защита диссертации состоится 2010 г. в /$ас. 00 мин. на заседании

диссертационного совета Д418.001.01 в ОАО опытном конструкторском бюро "ГИДРОПРЕСС" по адресу: ул. Орджоникидзе, д.21, г. Подольск, Московская обл., 142103.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС".

Отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенный печатью организации, просим направлять по адресу: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д.21, Диссертационный Совет ОАО ОКБ "Гидропресс".

Автореферат разослан"_"_2010 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

к.т.н. ______""""" А.Н. Чуркин

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года" в соответствии с "Энергетической стратегией России на период до 2020 года" предусматривается достройка, строительство и ввод в эксплуатацию большого количества новых энергоблоков АЭС с ВВЭР. К числу принятых проектных решений, обеспечивающих безопасность, надежность и эффективность эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР, относится использование систем внутриреакторного контроля. В настоящее время на АЭС с ВВЭР вводятся в эксплуатацию СВРК модернизированных и новых проектов, в которых значительно расширен состав выполняемых функций, включая принципиально новые диагностические и управляющие функции.

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

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

Для выполнения требований нормативных документов и стандартов по мере

накопления опыта, начиная с прототипов СВРК на реакторах ВВЭР-440, развития как

3

самих СВРК, так и проектов РУ с ВВЭР, в отношении СВРК постепенно складывался определенный состав работ, который в последнее время получил название "комплексные испытания СВРК". В публикациях отечественных и зарубежных авторов можно найти описания и основные результаты выполненных работ в разное время (начиная с 1975 года) по отдельным направлениям внутриреакторного контроля (контроль температуры теплоносителя 1-го контура, контроль энерговыделения в активной зоне и т.д.), а также по итогам выполняемых модернизаций и усовершенствований программно-технических средств СВРК. Однако в этих материалах отсутствует сравнительный анализ результатов, полученных на разных объектах, и системное обоснование методик, примененных в ходе работ, которые могут быть отнесены к комплексным испытаниям СВРК на этапах ввода энергоблоков в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации. Данный вопрос становится тем более актуальным ввиду применения в СВРК новых поколений современных технических средств и информационных технологий.

В проектно-конструкторской документации, как правило, сведения для проведения работ, относящихся к комплексным испытаниям СВРК, либо отсутствуют совсем, либо по ним даются только общие методические рекомендации и указания. Очевидно, что для разработки качественной пусконаладочной и эксплуатационной документации по комплексным испытаниям СВРК и их дальнейшего практического выполнения таких рекомендаций, особенно для персонала, выполняющего подобные работы впервые, недостаточно. Известный опыт конкретных исполнителей, накопленный при пуске и эксплуатации предыдущих энергоблоков, фактически не обобщался. Это выражается в отсутствии общего обоснованного системного подхода как к используемым методикам и объему выполняемых работ, так и к критериям успешности испытаний и методикам обработки результатов испытаний с учетом, как уже подчеркивалось, современных технологий в модернизируемых и новых проектах.

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

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

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

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

практические возможности повышения эффективности, усовершенствования и оптимизации методик комплексных испытаний СВРК.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Степень достоверности результатов исследований подтверждается: 1. Применением современных методов постановки, проведения и обработки результатов натурных испытаний с использованием физических особенностей технологических процессов, протекающих в РУ, и конструкционных особенностей основного оборудования РУ и используемых средств измерений.

2. Использованием математических и статистических методов исследований с применением современной вычислительной техники.

3. Положительными результатами практического использования разработанных методик.

Практическая значимость результатов работы:

1. Разработанная классификация комплексных испытаний СВРК позволяет планировать соответствующие пусконаладочные работы и эксплуатационные испытания исходя из конкретных проектов СВРК и энергоблоков АЭС с ВВЭР.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

10. Впервые полученные экспериментальные результаты по распределению температур на входе в активную зону для энергоблоков с ВВЭР-1000, а также результаты оценок распределений энерговыделения в активной зоне и температур в горячих нитках петель 1-го контура в ряде эксплуатационных состояний, могут быть использованы при разработке и эксплуатации ядерных энергетических установок.

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

Основные положения, выносимые на защиту.

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

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

3. Результаты разработки усовершенствованных алгоритмов обработки информации, получаемой при комплексных испытаниях СВРК, и их внедрения в специализированное программное обеспечение.

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

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

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

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

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

7

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

- 6-я Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности на АЭС с ВВЭР", г. Подольск, ОКБ "Гидропресс", 26-29 мая 2009 г.

Личный вклад автора в полученные результаты.

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

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

Выполнен комплекс экспериментальных исследований, которые дополняют представления о теплогидравлических процессах в 1-м контуре и распределении энерговыделения в активной зоне в различных эксплуатационных состояниях ВВЭР, разработаны технические предложения по анализу выходной информации СВРК, усовершенствованию алгоритмов функционирования СВРК и методик обработки результатов комплексных испытаний СВРК.

Публикации. По материалам диссертации автором опубликованы 14 печатных работ, из них 5 в ведущих рецензируемых изданиях.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 186 страницах, содержит 39 рисунков, 16 таблиц и список использованной литературы, включающий 154 наименования.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформулированы цель и задачи работы. Здесь же изложена научная новизна и практическая значимость работы, определены основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе приведены основные проектные решения СВРК, обзор и анализ работ, посвященных нормативным требованиям и развитию видов и методов испытаний СВРК. Показана современная базовая структура программных и технических средств СВРК на примере энергоблока №3 Калининской АЭС. Проведен обзор нормативных требований к проведению испытаний СВРК исходя из того, что по выполняемым функциям и влиянию на безопасность СВРК в целом являются системами нормальной

эксплуатации важными для безопасности и относятся к классу ЗН по ОПБ-88/97 и классу В по МЭК-1226, а программно-технические средства новых и модернизированных СВРК, предназначенные для выполнения защитных функций, относятся к классу 2НУ по ОПБ-88/97 и классу А по МЭК-1226.

На рис. 1 показана структурная схема нормативного обеспечения комплексных испытаний СВРК, соответствующая принятой структуре системы нормативной документации по вводу в эксплуатацию. Отмечается, что требования к видам испытаний автоматизированных систем отличаются от требований к видам испытаний технологических систем, что приводит к определенным затруднениям и противоречиям при планировании и проведении пусконаладочных работ. Делается вывод, что достаточно точно определены только общие требования по необходимости разработки методик (с включением их в проектную документацию) и проведения испытаний систем, важных для безопасности, на соответствие проектным характеристикам и диагностике работоспособности при вводе в эксплуатацию и в ходе промышленной эксплуатации. Более детальных требований и методических указаний, тем более к отдельно взятой СВРК, в нормативной документации в настоящее время не существует. Таким образом, задача обобщения опыта проведения испытаний СВРК и выработки оптимальных методик и рекомендаций по их проведению и обработке получаемых результатов является актуальной и чрезвычайно важной в связи с планируемым значительным увеличением количества вводимых в эксплуатацию новых энергоблоков с ВВЭР.

По результатам обзора и анализа работ, посвященных нормативным требованиям и развитию видов и методов испытаний СВРК, определены принципиальные подходы к их классификации. Для устранения существующих противоречий в нормативной документации автором предложено следующее определение для термина "комплексные испытания СВРК":

"Комплексные испытания СВРК - совокупность испытаний по проверке правильности функционирования системы в соответствии с проектной и нормативной документацией и определению достоверности выходной информации СВРК в реальных эксплуатационных состояниях, реализуемых на этапах ввода энергоблока в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации. Комплексными испытаниями СВРК являются также работы по экспериментальному определению значений констант, используемых в базе данных СВРК, и по оценке качества монтажных работ, предусматривающие создание специальных режимов работы РУ".

Концептуальный уровень

РФ

ПБЯ РУАС-2008

ОПБ-88,97

I____________

МАГАТЭ

Безопасность ЯУ

(серия №110)

Регламентирующий уровень

РФ

ОПЭ АС

ОСТ ПНР СТО ПНР

I I I I I I

МАГАТЭ

N5-11-1 (проектирование) Н5-[?-2 (эксплуатация) Н5-С-2.9 (ПНР)

Методический уровень. 1-й подуровень

РФ

МАГАТЭ

ГОСТы.

Автоматизированные системы

РД. Верификация и валидация программных средств_

N5-6-1.3 (СКУ) N5-0-1.1

(Программные средства)

Проектная документация

(рекомендации, указания)

I____________

______]

Методический уровень. 2-й подуровень

^ Программы и методики проведения комплексных испытаний СВРК

Рисунок 1. Структурная схема нормативного обеспечения комплексных испытаний СВРК

На рис. 2 приведена разработанная автором структурная схема классификации комплексных испытаний СВРК при вводе в эксплуатацию, раскрывающая содержание программно-методического обеспечения этих испытаний, обозначенного на рис. 1 как "программы и методики проведения комплексных испытаний СВРК". В этой структуре на каждом уровне принята своя нумерация классов испытаний, а каждому виду испытаний присвоена четырехзначная нумерация, каждый знак которой отражает место испытаний на соответствующем уровне. Предложенная структура носит общий характер, соответствующий ей объем и виды комплексных испытаний СВРК определены для ввода в эксплуатацию головных энергоблоков АЭС с ВВЭР. В частных случаях ввода в эксплуатацию серийных энергоблоков ряд испытаний, например, проверки и испытания на подэтапах "Освоение уровня мощности 75%, 90% от номинальной мощности" могут быть исключены.

Вид испытаний

1. Проверка функций контроля состояния РУ и достоверности выходной информации СВРК

2. Определение распределений температуры теплоносителя на входе в активную зону

3. Проверка функций формирования и передачи сигналов защит по локальным внутриреакторным параметрам

4. Проверка соответствия координат датчиков ТК и ЭВ в активной зоне _координатам в ПТК СВРК

Привязка к этапам ввода в эксплуатацию

Этапы с режимами "без мощности"

Этапы с режимами "на мощности"

1. Холодно-горячая обкатка

3. Энергетический пуск (N=10+12% Ином)

в. Опытно-промышленная эксплуатация (N»75% Мном)

2. Физический пуск

1.2; 2.2; 3.2

4. Энергетический пуск (N=20-30% Ином)

7. Опытно-промышленная эксплуатация (N=90% Мном)

5. Энергетический пуск (N=40+50% Мном)

1.5. 4.5

8. Опытно-промышленная эксплуатация (Ы=100%Ыном)

1.8, 3.8

Тип контролируемой информации

1. Общетехнологические параметры

1.1.1,1.2.1, 1.3.1.1.5.1 1.6.1,1.7.1,1.8.1,2.1.1 2.2.1,3.2.1,3.4.1.3.6.1 3.8.1,4.5.1

2. Параметры термоконтроля 1-го контура

1.1.2,1.2.2,1.3.2,1.5.2. 1.6.2, 1.7.2, 1.8.2,2.1.2, 2.2.2, 3.2.2, 3.4.2, 3.6.2, 3.8.2, 4.5.2

3. Параметры энерговыделения

1.3.3, 1.4.3, 1.5.3, 1.6.3, 1.7.3, 1.8.3, 3.4.3, 3.6.3, 3.8.3,4.5.3

4. Мощность реактора 1.3.4, 1.5.4, 1.6.4, 1.7.4,

1.8.4, 3.4.4. 3.6.4. 3.8.4. 4.5.4

Необходимые эксплуатационные состояния Стационарные состояния Нестационарные состояния

1. Номинальные

1.1.1.1, 1.3.1.1, 1.6.1.1, 1.8.1.1, 1.2.2.1, 1.5.2.1, 1.7.2.1. 1.3.3.1, 1.5.3.1, 1.7.3.1, 1.5.4.1, 1.7.4.1, 2.1.2.1, 3.2.2.1, 3.4.3.1,

1.2.1.1. 1.5.1.1, 1.7.1.1, 1.1.2.1, 1.3.2.1. 1.6.2.1. 1.8.2.1, 1.4.3.1. 1.6.3.1, 1.8.3.1, 1.6.4.1, 1.8.4.1. 2.2.2.1, 3.4.2.1, 3.4.4.1

2. Неполное количество работающих петель

1.1.1.2, 1.2.1.2, 1.5.1.2, 1.6.1.2, 1.5,2.2,1.6.2.2, 1.5.3.2, 1.6.3.2, 1.5.4.2, 1.6.4.2, 3.6.1.2, 3.6.3.2, 3.6.4.2

3. Различное распределение ЭВ

1.5.1.3, 1.5.2.3, 1.5.3.3, 1.5.4.3, 1.6.1.3. 1.6.2.3, 1.6.3.3, 1.6.4.3. 1.7.1.3, 1.7.2.3, 1.7.3.3, 1.7.4.3

4. Включение / Отключение ГЦН

1.1.1.4, 1.2.1.4, 1.5.1.4 1.6.1.4, 1.8.1.4, 1.5.2.4 1.6.2.4, 1.8.2.4, 1.5.3.4 1.6.3.4, 1.8.3.4, 1.5.4.4 1.6.4.4, 1.8.4.4, 3.6.1.4 3.6.2.4, 3.6.3.4, 3.6.4.4 3.8.1.4, 3.8.2.4,3.8.3.4 3.8.4.4

6. Разогрев / Расхолаживание РУ

1.1.2.5, 1.2.2.5, 2.1.2.5, 2.2.2.5

6. Опускание ОР СУЗ

4.5.1.6, 4.5.2.6, 4.5.3.6, 4.5.4.6

Рисунок 2. Структурная схема классификации комплексных испытаний СВРК при вводе в

эксплуатацию

Также представляется структура и состав эксплуатационных комплексных испытаний СВРК. Глава завершается выводами и задачами диссертационного исследования.

Во второй главе представлены результаты исследований по методикам комплексных испытаний СВРК в части функций температурного контроля теплоносителя 1-го контура.

Представлены особенности, структура и состав подсистемы температурного контроля теплоносителя 1-го контура для АЭС с ВВЭР (табл.1). Общие требования к подсистеме температурного контроля СВРК исходят из условий обеспечения контроля допустимых режимов безопасной эксплуатации АЭС. Подчеркивается, что проведение работ по проверке и тарировке подсистемы температурного контроля при вводе в эксплуатацию и в ходе эксплуатации является необходимым условием выполнения указанных требований, поскольку в специфических условиях работы РУ на правильность показаний каналов термоконтроля оказывают влияние разнообразные факторы. В соответствии с предложенной в главе 1 классификацией описание и анализ методик испытаний температурного контроля теплоносителя 1-го приведены для режимов "без мощности" и для режимов на энергетических уровнях мощности.

Для испытаний в режимах "без мощности" предложена оптимизированная методика проверки и тарировки температурного контроля. Показаны результаты испытаний по проверкам и тарировкам температурного контроля теплоносителя 1-го контура при вводе в эксплуатацию энергоблоков №3 Калининской АЭС и №1 Тяньваньской АЭС, выполненных на основании предлагаемой методики. Эти результаты позволяют сделать вывод о правильности разработанного подхода и возможности его использования в составе сервисных функций штатного прикладного программного обеспечения СВРК.

Описана методика испытаний по проверке функций температурного контроля теплоносителя на энергетических уровнях мощности, которая основана на статистической обработке информации проверяемых каналов в стационарном режиме работы РУ с учетом конструктивных особенностей РУ с ВВЭР, технологического процесса и самой подсистемы термоконтроля. Эти особенности позволяют проводить сравнительный анализ с использованием избыточности информации по контролируемым параметрам, получаемой как с помощью СВРК, так и с помощью других штатных систем контроля и управления. Для получения дополнительной информации, необходимой для более детального понимания влияния режимов работы на показания каналов контроля температуры, предлагается использовать информацию, получаемую от других штатных систем и подсистем АСУ ТП блока, а также информацию, которая регистрируется при проведении динамических испытаний и испытаний по определению нейтронно-физических характеристик активной зоны.

Данный подход соответствует современным принципам комплексного анализа информации систем контроля и управления сложных технологических процессов. Исходя из положений методики, проводится анализ результатов испытаний для нескольких энергоблоков по следующим группам:

- температуры в компенсационных устройствах с подразделением на подгруппы компенсационных устройств для петлевых ТП и для внутриреакторных ТП;

Таблица 1. Объем контроля температуры теплоносителя 1-го контура и энерговыделения СВРК РУ с ВВЭР

Наименование характеристики РУсВВЭР-440 РУсВВЭР-1000

НВАЭС, бл.№3, 4 (В-179) АЭС "Моховце", бл.№1,2 (В-230) НВАЭС, бл.№5 (В-187) Ростовская АЭС, бл.№1,2 (В-320) Калининская АЭС, 6л .№3 (В-320) Тяньваньская АЭС, бл.№1, 2 (В-428)

Тепловая мощность, МВт 1375 1375 3000 3000 3000 3000

Число TBC в активной зоне 349 349 151 163 163 163

Число петель 1-го контура 6 6 4 4 4 4

Число датчиков ТК в одной нитке 2 ТП 2 ТП, 1 ТС 2 ТП, 1 ТС 2 ТП, 1 ТС 6 ТП, 1 ТС 4 ТС

Общее количество датчиков ТК в петлях 1-го контура 24 36 24 24 56 32

Число датчиков ТК на входе в TBC - - - - 46

Число датчиков ТК на выходе из TBC 204 210 151 95 95 50x2

Число датчиков ТК в верхнем объеме реактора 12 6 5 3 3 4

Количество компенсационных устройств для петлевых ТП 6 6 4 4 16

Количество компенсационных устройств для внутриреакторных ТП 12 12 6 14 14 50

Общее число датчиков температуры в компенсационных устройствах 36 36 20 36 52 50

Общее число датчиков ТК теплоносителя 1-го контура 240 252 180 122 154 178

Число КНИ (СВРД) / Число ДПЗ в КНИ (СВРД) 10/7 36/7 31/7 64/7 64/7 54/7

Общее число ДПЗ 70 252 217 448 448 378

- температуры теплоносителя в петлях 1-го контура с подразделением на подгруппы холодных и горячих ниток;

- температуры на входе и на выходе из активной зоны с подразделением на подгруппы по орбитам симметрии;

- температуры в верхнем объеме реактора.

При анализе данных петлевого термоконтроля приведен обширный материал, свидетельствующий о том, что для ВВЭР-1000 проекта В-320 характеристики разброса показаний в горячих нитках петли 2 и особенно петли 4 можно считать неудовлетворительными и, прежде всего, за счет существенного отличия показаний ТС от показаний остальных термодатчиков. Показано, что существуют эффекты, не связанные непосредственно с работоспособностью и состоянием программно-технических средств СВРК, которые влияют на представительность термоконтроля в горячих нитках петель. По всей видимости, потоки теплоносителя в петлях 1-го контура, особенно на больших уровнях мощности в горячих нитках, имеют неоднородную по температуре структуру. Можно сказать, что потоки недостаточно "перемешаны", что и отражается в показаниях конкретных каналов контроля температуры. В свою очередь, отмеченная неоднородность может быть связана с особенностями теплогидравлических характеристик петель 1-го контура и реактора, а также с характером распределения энерговыделения в активной зоне. Такое предположение подтверждается данными, полученными при динамических испытаниях блока и при измерениях нейтронно-физических характеристик активной зоны, которые показали, что характеристики разброса показаний термодатчиков в горячих нитках петель 1-го контура и особенно петли 2 и 4 существенно изменялись с изменением режима работы РУ и распределения энерговыделения в активной зоне.

По результатам анализируемых испытаний подтверждено, что особенностью контроля температуры теплоносителя на выходе из TBC для ВВЭР-1000 проекта В-320 является сильное влияние на показания ТП на выходе из TBC протечек недогретого теплоносителя через трубки ПЭЛ. Полученные данные, например, для блока №3 Калининской АЭС показывают (рис. 3), что представительность контроля температуры на выходе из TBC ухудшалась с ростом уровня мощности реактора, как по величине занижения температуры, так и по величине разброса показаний в орбитах симметрии. Повышение представительности контроля температуры на выходе из TBC является существенной проблемой. Для ее решения могут быть приняты либо конструктивные изменения в головке TBC и нижней плите БЗТ, либо изменение места установки термодатчиков (например, как предусмотрено в КНИТ). Опыт первого использования КНИТ, а также применения модернизированных головок TBC показал, что и в данных случае проблемы представительности остаются, но со своей спецификой. Проводимые комплексные испытания СВРК помогают систематизации и обобщению получаемых

данных для поиска и формализации возможных зависимостей, а также для выдачи предложений по корректировке эксплуатационных пределов, а также пределов и условий безопасной эксплуатации в связи с имеющимися эффектами.

Тафф=0.2эф.суг. Ыр-1 ОЧШном.Т! к =280 °С. Снзво^б.02 г/кг. Н10=266 см

35

о 30

8 25

l20

9 15 с

10

Сектор 1 Сектор 3 Сектор 5 -Ср. поорбите-

Сектср2 Сектор 4 Сектор 6 — БИПР-7А

7 в 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 Номер орбиты симметрии

Тэфф=55 эф.сут, Цг-т%Нюн, Т1к =301.7 "С. О|,во,=4.1 г/кг, Н10=308 см

4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 Номер орбиты симметрии

Рисунок 3. Распределение подогревов теплоносителя на TBC в орбитах симметрии по показаниям ТП на выходе из TBC при испытаниях на энергоблоке №3 Калининской АЭС

Для увеличения возможностей контроля и расширения функций СВРК, включая защитные, в проекте Тяньваньской АЭС (проект РУ В-428) впервые на блоках с ВВЭР-1000 в составе СВРК были использованы 46 сборок внутриреакторных детекторов типа КНИТ2Т. В этих сборках установлены ТП как для измерения температуры теплоносителя на выходе из TBC (условное обозначение ТП-1А, ТП-1Б), так и для измерения температуры теплоносителя на входе в TBC (условное обозначение ТП-3). Если температура теплоносителя на выходе из TBC является традиционным измеряемым параметром, то измерение температуры на входе в TBC являлось новизной для проектов АЭС с ВВЭР-1000. Таким образом, данные и результаты анализа показаний ТП-3, которые были получены при проведении комплексных испытаний СВРК на энергоблоках №1,2 Тяньваньской АЭС и показаны в диссертации, представляют большой интерес. Ввиду особой важности получения возможности более представительного анализа, рассмотрены также данные, полученные для разного эффективного времени работы

реактора в ходе первой топливной кампании и после приемки энергоблока №1 в промышленную эксплуатацию. Полученные результаты свидетельствуют, что наблюдаемую методическую погрешность в показаниях ТП-3 обуславливают существующие конструкционные особенности и ряд эффектов. Для более корректного использования показаний ТП-3 (например, при определении запасов до кризиса теплообмена) требуется дальнейшее накопление опытных данных и получение более полного набора зависимостей для всех возможных эксплуатационных состояний. Поэтому в текущий период накопления опытных данных по каналам контроля с ТП-3 для расчета температур теплоносителя на входе в TBC в алгоритмах функционирования СВРК автором предложено использование таблиц влияния температур холодных ниток на температуры на входе в TBC. Эти таблицы получают на основании данных, получаемых в ходе испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону при вводе в эксплуатацию на этапе физического пуска и/или на подэтапе ХГО, которым посвящена третья глава данного диссертационного исследования.

Третья глава описывает исследования автора, связанные с испытаниями по определению температурного поля на входе в активную зону. Данная тема выделена в отдельную главу в связи с особым влиянием процессов перемешивания петлевых потоков теплоносителя на безопасность реакторной установки. Для проектов ВВЭР нового поколения (В-428, В-412, В-446, В-392) и серийных ВВЭР (В-320) после проводимых мероприятий по модернизации систем контроля и управления для повышения номинального уровня мощности натурные испытания, проводимые для оценок перемешивания, имеют ещё большее значение. Это связано с включением в состав СВРК новых и модернизируемых проектов программно-технических средств, обеспечивающих выполнение защитных функций по локальным внутриреакторным параметрам. Повышенные требования нормативной документации к системам или к их составным частям, выполняющим защитные функции, определяют и повышенные требования к достоверности значений контролируемых параметров, используемых в алгоритмах работы данных функций, в том числе и к информации о распределении температуры теплоносителя на входе в активную зону.

Следует отметить, что новые проекты РУ с ВВЭР (В-412, В-392) включают дополнительную пассивную систему быстрого ввода бора, которая предназначена для останова реактора при отказе активной системы управления и защиты. Эффективность работы этой системы также может быть подтверждена по оценкам перемешивания петлевых потоков теплоносителя при натурных испытаниях. Так, например, для энергоблоков №№1, 2 АЭС "Куданкулам" в Индии (проект В-412) в составе ПНР предусматриваются испытания по исследованию перемешивания петлевых потоков при срабатывании СБВБ именно на основе анализа изменений температур на входе в активную зону. Особенностью энергоблоков №№1, 2 Тяньваньской АЭС, где впервые для

РУ с ВВЭР-1000 по предложению автора в состав комплексных испытаний СВРК вошли и были проведены представляемые испытания, являлось использование для 46 TBC в составе СВРК КНИТ с ТП на входе. Это позволило после вычисления коэффициентов, определяющих температурное поле на входе в активную зону, проверить соответствие рассчитанной и измеренной температуры на входе в TBC при теплогидравпических и теплофизических испытаниях, предусмотренных пусковыми программами. Таким образом, была получена достоверная оценка рассчитанных коэффициентов на основе экспериментальных данных.

Для получения экспериментальных данных, необходимых для расчёта коэффициентов, определяющих температурное поле на входе в активную зону, необходимо в режимах работы РУ без значимого подогрева теплоносителя в активной зоне за счет энергии цепной реакции деления добиться существенной разницы температур в холодных нитках петель первого контура. Это достигается кратковременными расхолаживаниями 1-го контура путем открытия клапана БРУ-А (БРУК) на паропроводах одного из ПГ или увеличением подачи питательной воды в один из ПГ при закрытых БЗОК на остальных ПГ. На рис.4 для примера представлены изменения средних температур в холодных нитках петель при проведении данных испытаний на энергоблоке №1 Тяньваньской АЭС.

: .: * ■ Úüu<; его ■ i: :: < ■ i-% :¡ :i ' ■ ;; w r.j» .41: ÍJ : 1 . <0

Рисунок 4. Изменения температур теплоносителя в холодных нитках петель во время испытаний на энергоблоке №1 ТАЭС для режима работы с полным количеством работающих ГЦН: 1 - петля №1; 2 - петля №2; 3 - петля N23; 4 - петля №4

Для используемых кратковременных расхолаживаний можно записать, что изменение энергии теплоносителя за время расхолаживания на входе конкретной TBC связано с изменением энергии потоков теплоносителя, входящих в реактор из холодных ниток петель;

8k('s,k ~'е,к) = ~>e,n), (1)

n=1

где: g*, G„ — массовый расход теплоносителя через к-ю TBC и холодную нитку

n-й петли; iy к и i£} — энтальпия теплоносителя на входе в k-ю TBC при номинальном

давлении и температуре на входе в к-ю TBC в начале и конце расхолаживания; isn и

ie n — энтальпия теплоносителя холодной нитки n-й петли при номинальном давлении и

температуре холодной нитки n-й петли в начале и конце расхолаживания; Апк —

коэффициент, определяющий долю тепла п-й петли приходящую на вход k-й TBC; N — число работающих ГЦН.

С учётом небольшого отличия температуры в холодных нитках различных петель во время расхолаживаний (обычно не более 3 °С) в обеих частях соотношения (1) можно перейти от энтальпии к температурам. Преобразованное соотношение запишется в виде

ЬТк=^ВпкАТ„, (2)

п—\

где: АТк, АТ„ — изменение температуры теплоносителя на входе в k-ю TBC и в п-й холодной нитке за время расхолаживания, а

Bnk=^L, (3)

ёк

Коэффициенты Bnk соответствуют отношению тепла, попадающего из n-й петли в k-ю TBC в единице массы теплоносителя на входе к-й TBC к теплу n-й петли в единице массы теплоносителя, входящего в реактор из n-ой петли. Они являются искомыми коэффициентами, определяющими температурное поле на входе в активную зону в зависимости от температуры в холодных нитках петель первого контура. Как видно для их корректного определения, например, в режимах работы с полным количеством ГЦН требуется, как минимум, четыре состояния с существенной разницей температуры в холодных нитках петель, что и достигается расхолаживаниями 1-го контура через каждую петлю. В этом случае получим систему из четырех линейно независимых уравнений с четырьмя неизвестными, которая решается любыми известными математическими методами. Из описанных рассуждений для записи соотношений (1) - (3) следует, что при решении системы уравнений должны выполняться дополнительные условия:

впк>о (4)

Л —I

Для оценки возможности применения результатов испытаний, полученных на головном энергоблоке, на вводимых в эксплуатацию далее серийных энергоблоках автором проводится сравнительный анализ и исследование результатов натурных

испытаний по определению температурного поля на входе в активную зону и по оценке перемешивания петлевых потоков, выполненных на энергоблоках №№1, 2 Тяньваньской АЭС. Получены и представлены результаты следующего анализа:

1) Сравнение характера температурных полей теплоносителя на входе в активную зону (коэффициентов влияния) двух энергоблоков в одинаковых режимах работы РУ;

2) Оценка углового поворота потоков в реакторе;

3) Оценка ошибок расчетов температуры теплоносителя на входе в активную зону и максимального отклонения от измеренной температуры;

4) Сравнение коэффициентов межпетлевого перемешивания петлевых потоков по данным двух идентичных энергоблоков.

Проведенный сравнительный анализ показывает, что наиболее точную оперативную картину характера распределений температур на входе в активную зону может дать СВРК, которая использует в своей модели объекта контроля данные испытаний, полученные на конкретном энергоблоке. При предельных случаях различия температур в холодных нитках до 3 °С при режиме работы РУ с полным количеством работающих ГЦН отклонения рассчитанных температур на входе от измеренных могут достигать следующих максимальных значений:

- до 0.2 °С при использовании своих весовых коэффициентов;

- до 2 "С при использовании весовых коэффициентов с другого аналогичного (головного) энергоблока

- до 2.5 °С без использовании весовых коэффициентов.

С учетом хорошей сходимости результатов испытаний по определению температурного поля и исследованию межпетлевого перемешивания делается вывод, что последние испытания могут быть исключены из программ ввода в эксплуатацию и для головных энергоблоков. Вместо данных испытаний возможно расширение испытаний по определению температурного поля включением в их состав режимов с неполным количеством работающих ГЦН, которые требуются и для проведения испытаний по определению теплогидравлических характеристик 1-го контура.

В четвертой главе автором после обзора особенностей подсистемы контроля энерговыделения в активной зоне описываются и анализируются методики комплексных испытаний, проводимых для проверок данной центральной части функций СВРК.

Первоначально представлена методика оценки достоверности показаний ДПЗ, которые являются основой для восстановления поля энерговыделения в активной зоне. Методика основана на статистической обработке первичной информации (токов ДПЗ) при стационарном режиме работы РУ на уровне мощности реактора не менее 10% от номинальной. Оценка достоверности каналов контроля энерговыделения проводится путем анализа отклонений значений токов ДПЗ в орбитах симметрии активной зоны от среднего значения тока по каждой орбите. Перед анализом отклонений показания

каждого канала анализируются на выполнение условий стабильности информации. Главным условием применения данной методики является симметричность топливной загрузки, которая характерна для активных зон ВВЭР, а подтверждение симметричности проводится, например, при вводе в эксплуатацию специально предусмотренными испытаниями на этапе "Физический пуск".

Применение методики по определению достоверности показаний ДПЗ позволяет в оперативных условиях обоснованно определять и исключать из обработки сомнительную информацию каналов контроля с ДПЗ, которая может оказать существенное влияние на качество восстановленного попя энерговыделения. Доказательством этого утверждения служат показанные основные результаты, полученные автором с использованием представляемой методики при вводе в эксплуатацию энергоблока №3 Калининской АЭС. Аналогичные результаты, подтверждающие необходимость и эффективность проведения испытаний по проверке достоверности показаний ДПЗ, были получены автором и при вводе в эксплуатацию энергоблоков №№1, 2 Тяньваньской АЭС.

После оценки представительности первичной информации в каналах контроля энерговыделения следующей задачей, решение которой влияет на качество восстановления поля энерговыделения, является подтверждение правильности идентификации в СВРК координат расположения внутриреакторных датчиков. Методика испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК основана на преднамеренном создании существенно асимметричных распределений энерговыделения в активной зоне, которые достигаются опусканием отдельных ОР СУЗ. С учетом 60° симметрии топливных загрузок для подтверждения правильности идентификации координат внутриреакторных датчиков находятся отклонения относительных изменений мощности (KQ) и подогревов теплоносителя (DT) в TBC от средних относительных изменений в орбитах симметрии при опускании ОР СУЗ в симметричных TBC по следующим формулам:

Д(0Щ;) Н 5KQ,; - 5KQT | (5)

ACSD^HÖD^-ÖDTH (6)

Г1,л - KQljslart _ DTl]md-DTijstar,

где oKU:;=----— и оиГ: =----— - относительные

; КП 1 ПТ

14Vi/stof >J 1 ijstari

изменения KQ и DT для TBC i-oro сектора симметрии (i = 1, 2.....6) в j-ой орбите

симметрии (j = 1, 2.....28) при опускании ОР СУЗ в симметричной TBC ¡-го сектора

симметрии;

KQijsiart, KQijMci, DT,/Slart, DTijend - относительные мощности и подогревы TBC ¡-го сектора симметрии в j-ой орбите симметрии перед опусканием и после опускания ОР СУЗ в в TBC i-ro сектора симметрии;

DT в TBC j-ой орбиты симметрии при опускании ОР СУЗ в TBC из одной орбиты симметрии. Полученные отклонения сравниваются с критериями правильности идентификации датчиков энерговыделения (aQ) и/или датчиков температуры (Яр),

которые выбираются с учетом погрешности восстановления поля энерговыделения и априорной информации по относительным изменениям KQ и DT, полученной по результатам ранее выполненных испытаний или по имитационным расчетам.

Консервативный подход, применяемый до настоящего времени, при данных испытаниях требует опусканий всех ОР СУЗ. Однако проведенное автором исследование показывает, что объем испытаний может быть существенно сокращен и оптимизирован без влияния на качество конечного результата. Для достижения целей испытаний достаточно, чтобы по выполненным опусканиям ОР СУЗ на каэедую орбиту с внутриреакторными датчиками приходилось, по крайней мере, два разных по характеру относительных изменения распределения энерговыделения (рис.5). Данный вывод и позволил автору предложить в своей работе возможные варианты оптимизации этих испытаний с учетом специфики проектов разных энергоблоков.

Для оценок погрешности восстановления поля энерговыделения автором представлены следующие применяемые на практике методики:

- по отклонениям интегральных характеристик энерговыделения (мощностей TBC или относительных мощностей, а также их функционалов), полученных по восстановленному полю энерговыделения, от этих характеристик, полученных на основании расчетов другими способами;

- по отклонениям от данных, полученных для анализируемых состояний по кодам аттестованных расчетных программ, используемых при проектировании и эксплуатации активных зон ВВЭР;

- по отклонениям от средних значений в орбитах симметрии;

- по отклонениям от значений при исключении из обработки показаний одного из КНИ (метод исключенного ДПЗ).

На примерах данных, полученных при вводе в эксплуатацию энергоблока №3 Калининской АЭС и энергоблоков №№1, 2 Тяньваньской АЭС, по каждой методике показаны характерные результаты, которые в достаточной степени интерпретируют методики и позволяют сделать предложения по их дальнейшему развитию.

_ I5KQ,

6 щ--^-

^ » - - сектор 4 —*<— сектор 5 — сектор 6

Рисунок 5. Распределения относительных изменений КО в секторах симметрии при опускании ОР СУЗ 6 группы (а), 7 группы (б) и 10 группы (в). Испытания при вводе в эксплуатацию энергоблока

№3 Калининской АЭС.

Завершающая часть четвертой главы посвящена методикам для проверок функционирования СВРК в части формирования и выдачи сигналов защит по локальным внутриреакторным функциям. Данные новые функции СВРК в полном объеме были впервые применены на практике на энергоблоках №№1, 2 Тяньваньской АЭС. Исходя из этого, автором в тесном сотрудничестве с разработчиками СВРК и РУ при планировании ПНР были предусмотрены и выполнены в составе комплексных испытаний СВРК следующие новые виды испытаний:

- проверка режима передачи настроечной информации из ВК ВУ в ПТК-3;

- проверка функций формирования и передачи в систему АЗ-ПЗ сигналов защиты по внутриреакторным параметрам.

Целью выполнения первых испытаний являлось подтверждение работоспособности штатного режима в состояниях, наиболее близких к состояниям начала работы функций защит. В ходе испытаний по всем проектным каналам передавались специально подготовленные тестовые пакеты, и оценивалось соответствие

передаваемой и принимаемой информации, а также временные характеристики и отображение предусмотренной проектом сервисной информации.

Для второго, наиболее важного вида испытаний, до начала работы защитных функций в штатном режиме была определена следующая методика:

- поочередное проведение проверки для всех стоек ПТК-3, для исключения возможности ложного срабатывания защит;

- в проверяемой стойке посредством специальной предварительной корректировки и передачи пакета настроечной информации имитируется увеличение текущей мощности реактора больше уровня уставки (для Тяньваньской АЭС - 30 % Nhom) и достигается переход в режим работы защит по локальным внутриреакторным параметрам;

- посредством специальной предварительной корректировки и передачи пакета настроечной информации снижается значение соответствующей уставки, а затем последовательно проверяется формирование и передача сигналов ПЗ и АЗ по локальному энерговыделению или запасу до кризиса теплообмена по основным и резервным каналам.

После начала работы защитных функций оценка параметров внутриреакторных защит проводилась сравнением с аналогичными параметрами, рассчитанными в ВК ВУ, а также определением их соответствия реальному режиму работы реакторной установки при проверках в стационарных и переходных режимах. В таблице 2, например, показаны значения параметров по данным ПТК-3 и ВК ВУ, полученные автором для энергоблоков №1, 2 Тяньваньской АЭС при освоении одинаковых уровней мощности. Из представленных данных видно, что для стационарных режимов, которые являются основными эксплуатационными режимами работы энергоблока, по ЛЭВ различие значений в ПТК-3 и ВК ВУ не превышало 5 Вт/см. Это различие меньше погрешности 5 %, которая определена для ЛЭВ в проекте. По DNBR наибольшее различие составляло 0,5, что также меньше погрешности 17 %, определенной в проекте для DNBR.

Таблица 2. Параметры внутриреакторных защит в стационарных режимах работы

Мощность, % Nhom Энергоблок №1 Энергоблок Ns2

ЛЭВ (ПТК-3 / ВУ), Вт/см DNBR (ПТК-3 / ВУ) ЛЭВ (ПТК-3 / ВУ), Вт/см DNBR (ПТК-3 / ВУ)

75 241 /240 5,7/5,4 240 / 242 4,7/5,2

90 269 / 267 4,4/4,1 323 / 323 3,2/3,5

100 237 / 236 3,5/3,9 333 / 330 3,1/3,1

Также автором представляются данные по значениям и поведению параметров локальных защит при некоторых динамических испытаниях (см. рис. 6), которые позволили дать рекомендации для повышения качества и надежности работы функций защит по локальным внутриреакторным параметрам.

-20 -10 0 10 20 30 40 50 60 70 00 90 100 110 120 130 НО 150 160 1 70 1 80 190 200 сет

-Сл пт-.; — <й_птк-) "НЮ

Рисунок 6. Изменение основных параметров энергоблока и локальных защит по ЛЭВ при динамических испытаниях с отключением 2-х ГЦН из 4-х работающих во время ввода в эксплуатацию энергоблока №1 Тяньваньской АЭС

Пятая глава завершает исследование возможностей комплексных испытаний СВРК представлением методик испытаний в части функций контроля общетехнологических параметров и тепловой мощности реактора.

Методика оценок работоспособности и достоверности информации каналов контроля общетехнологических параметров, как и для каналов контроля температуры теплоносителя 1-го контура и каналов контроля энерговыделения в активной зоне, основана на статистической обработке информации, получаемой в ходе испытаний. Исходя из этого, основным требованием для проведения испытаний является достижение устойчивых стационарных состояний практически на всех этапах ввода в эксплуатацию. Такая установившаяся методология связана с тем, что специфика режимов работы РУ на разных этапах не позволяет оценить критерии успешности для всех проверяемых параметров на ранних этапах. Поэтапное проведение данных испытаний и применяемые критерии успешности позволяют своевременно и объективно оценивать работоспособность каналов контроля общетехнологических параметров и достоверность выдаваемой этими каналами информации. Следует отметить и то, что поэтапная практика проведения испытаний позволяет, как правило, устранять все выявляемые дефекты по каналам контроля общетехнологических параметров до перехода на следующий этап (подэтап) или в ближайший после испытаний ППР.

Предложены критерии успешности и алгоритмы обработки исходных данных для оценок работоспособности и достоверности информации по отдельному каналу контроля

общетехнологического параметра и для функций контроля состояния РУ для СВРК в цепом в части общетехнологических параметров. На основании полученных результатов и практике выполненных работ указывается, что после устранения дефектов, связанных непосредственно с функционированием системы, важную роль для качественного функционирования системы играет своевременное обнаружение развивающихся дефектов в первичных преобразователях и линиях связи. Для улучшения качества функционирования СВРК необходимо внедрение новых сервисных функций в ППО СВРК, направленных на самодиагностику каналов контроля на основе сопоставительного анализа информации в параллельных каналах и выдачей на средства отображения соответствующей сигнализации.

Вторая часть пятой главы посвящена методике оценки весовых коэффициентов при определении средневзвешенной мощности реактора. Фактически средневзвешенная мощность реактора является главным контролируемым параметром и служит основанием для тех или иных управляющих воздействий и оценок технико-экономических показателей работы энергоблока. Поэтому наряду с повышением точности средств прямых измерений параметров, используемых для расчетов тепловой мощности, корректность оперативной оценки весовых коэффициентов для средневзвешенной тепловой мощности и учет при этом имеющихся эксплуатационных особенностей на каждом конкретном энергоблоке представляется важной и актуальной проблемой. Эта проблема практически должна решаться при проведении комплексных испытаний СВРК в части оценок работоспособности и достоверности информации каналов контроля мощности реактора.

С учетом приводимых основных факторов, влияющих на погрешности разных способов расчетов мощности, предлагается методика оперативного определения весовых коэффициентов. Приводятся результаты оценок весовых коэффициентов "традиционным" способом и по предлагаемой методике на основании обобщения данных, полученных при вводе в эксплуатацию энергоблоков с реакторными установками различных проектов (В-320 - энергоблок №3 Калининской АЭС, В-428 - энергоблоки №№1, 2 Тяньваньской АЭС). Предлагаемая формула для оценки весовых коэффициентов способов расчета тепловой мощности реактора на основе общих подходов к суммированию составляющих погрешностей и определения весовых коэффициентов имеет следующий вид:

1

2

к,;5:2+С:2+к,;Т

2Л

2

где: 5; - неучтенная систематическая (инструментальная и методическая) погрешность ¡-го способа; - случайная погрешность ¡-го способа, определяемая как среднеквадратическое отклонение мощности данного способа за некий интервал для стационарных режимов при балансных испытаниях; т; - динамическая погрешность ¡-го способа, определяемая в быстрых переходных процессах; ки - настроечный коэффициент для учета дополнительных факторов в неучтенной систематической погрешности ¡-го способа (определяется по результатам пусконаладочных работ и может характеризовать возможные зависимости от уровня мощности, формы энерговыделения в активной зоне, количества работающих ГЦН и т.д.); к21 - настроечный коэффициент для динамической погрешности (определяется по результатам пусконаладочных работ для разных режимов работы реакторной установки).

На основании описанных зависимостей для составляющих формулы (7) для примера использования предлагаемой методики в работе приводятся полученные оценки по результатам испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Тяньваньской АЭС с тремя наборами значений к]ик2, обозначенных как "варианты 1, 2 и 3". Например, на рис. 7, 8 показаны изменения средневзвешенной мощности с коэффициентами по "традиционному" методу и по предлагаемому методу с наиболее оптимальными значениями коэффициентов к] и к2 (по "варианту 3") при стационарном и нестационарном (переходном) режимах работы реакторной установки.

Зсе'.'з.се*

Рисунок 7. Изменение средневзвешенной тепловой мощности с весовыми коэффициентами по "традиционному" методу - ЫАКЗ и предлагаемому методу - Ь1т (вар 3) по данным ПНР на энергоблоке №1 Тяньваньской АЭС в стационарном режиме

„'ее: 2 г:;

и:: | г;с:

8 2С:: % I е:с

I

1 ¿гс 1 гс: 1 г::

Рисунок 8. Изменение средневзвешенной тепловой мощности с весовыми коэффициентами по

"традиционному" методу - ЫАКЗ и предлагаемому методу - № (вар 3) по данным ПНР на энергоблоке N91 Тяньваньской АЭСв переходном режиме

Оптимальными считались такие значения, при которых было достигнуто наименьшее суммарное отклонение от обозначенных в описании метода критериев. По данным результатам делается вывод, что предлагаемая методика позволяет более корректно учитывать реальные особенности используемых способов расчетов тепловой мощности и, вместе с тем, достигать приемлемую точность в оперативных оценках средневзвешенной тепловой мощности.

Заключение

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

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

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

4. Разработана и многократно апробирована оптимизированная методика проверки и тарировки каналов температурного контроля 1-го контура на основе показаний каналов

контроля температуры по ТС в петлях 1-го контура, которая включает получение необходимой информации на нескольких уровнях температуры 1-го контура в стационарных состояниях, а также в состояниях с линейно изменяющейся температурой при разогреве 1-го контура посредством работающих ГЦН.

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

- в компенсационных устройствах с подразделением на подгруппы компенсационных устройств для петлевых ТП и для внутриреакторных ТП;

- в петлях 1-го контура с подразделением на подгруппы холодных и горячих ниток;

- на входе и на выходе из активной зоны с подразделением на подгруппы по орбитам симметрии;

- в верхнем объеме реактора.

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

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

8. Приведены данные по первому опыту контроля температуры теплоносителя на входе в TBC с помощью ТП-3, установленных в КНИТ, на энергоблоках №1, 2 Тяньваньской АЭС с РУ проекта В-428, которые свидетельствуют о существенной методической погрешности из-за конструктивных особенностей.

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

10. Получена возможность проведения верификации расчетных кодов, используемых при обосновании безопасности энергоблоков с ВВЭР-1000, на основании результатов натурных экспериментальных исследований температурного поля теплоносителя на входе в активную зону, впервые полученных автором на энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000.

11. Разработаны и реализованы варианты оптимизации испытаний по проверкам соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК для разных проектов энергоблоков с ВВЭР-1 ООО.

12. Впервые выполнены испытания СВРК на новых программно-технических средствах с включением принципиально новых защитных функций по внутриреакторным локальным параметрам. Отработана методология проведения и анализа результатов новых видов испытаний. Даны рекомендации по повышению качества и надежности функций защит по локальным внутриреакторным параметрам.

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

Основныв результаты, представленные в диссертации, опубликованы в следующих работах:

1. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н. Комплексные испытания модернизированной системы внутриреакторного контроля при вводе в эксплуатацию блока №3 Калининской АЭС. // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 5-й ме>едунар. научн.-технич. конф., Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г. - Подольск, ФГУП ОКБ "Гидропресс". - 2007. -ISBN 978-594883. - Том 2. - ISBN 978-5-94883-076-6.

2. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н. Определение температурного поля теплоносителя на входе в активную зону на этапе физического пуска блока №1 Тяньваньской АЭС. // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 5-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г. - Подольск, ФГУП ОКБ "Гидропресс". - 2007. - ISBN 978-594883. - Том 2. - ISBN 978-5-94883-076-6.

3. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Исследование температуры теплоносителя на входе в активную зону на примере реактора Тяньваньской АЭС (Китай) // Атомная энергия. - 2007. - Т.103. - Вып. 2. (август). С. 93-98.

4. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Опыт контроля температуры теплоносителя первого контура на входе в TBC при вводе в эксплуатацию блока №1 Тяньваньской АЭС. // Измерения, важные для безопасности реакторов: Тр. 6-го собр. Мехедунар. симпоз., Москва, 20-22 ноябр. 2007 г. - М.: ОАО "Инкор", -ISBN 978-5-91450-013-6.

5. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Некоторые оценки работы защитных функций СВРК при вводе в эксплуатацию энергоблоков №1 и №2 Тяньваньской АЭС // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: Мат. 6-й междунар. науч.-тех. конф., Москва, 21-23 мая 2008 г. - М.: ФГУП концерн "Росэнергоатом", 2008.

6. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Оптимизация испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК // Безопасность, эффективность и экономика

атомной энергетики: Мат. 6-й междунар. науч.-тех. конф., Москва, 21-23 мая 2008 г. - М.: ФГУП концерн "Росэнергоатом", 2008.

7. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Оценка работы защитных функций СВРК при вводе в эксплуатацию Тяньваньской АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 23. Реакторные установки с ВВЭР. - Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс", ФГУП НИКИЭТ, 2008.

8. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Оптимизация проверки реального соответствия координат датчиков температуры и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в СВРК II Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 23. Реакторные установки с ВВЭР. - Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс", ФГУП НИКИЭТ, 2008.

9. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B., Рясный С.И. Метод оценки весовых коэффициентов при определении средневзвешенной тепловой мощности реакторов ВВЭР II Тяжелое машиностроение. - 2008. - ноябрь 11 - С. 13-17.

10. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Разработка и применение специализированного программного обеспечения при проведении комплексных испытаний системы внутриреакторного контроля реакторов ВВЭР If Тяжелое машиностроение. - 2008. -ноябрь 11 - С. 18-22.

11. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B., Рясный С.И., Воронков И. А. Возможности оперативных оценок весовых коэффициентов средневзвешенной тепловой мощности реакторов ВВЭР // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 6-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 26 мая - 29 мая 2009 г. - Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс".

12. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Специализированное программное обеспечение для проведения комплексных испытаний системы внутриреакторного контроля реакторов ВВЭР // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 6-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 26 мая - 29 мая 2009 г. - Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс".

13. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин A.B. Сравнительный анализ перемешивания потоков теплоносителя в корпусе реактора по результатам натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков Тяньваньской АЭС II Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 6-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 26 мая - 29 мая 2009 г. - Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс".

14. А.В.Семенихин, А.Н. Добротворский, Ю.В. Саунин. Термополе - программа расчета температурного поля на входе в активную зону реактора типа ВВЭР. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ N52008613982. Федеральная служба Российской Федерации по интеллектуальной собственности, патентам и товарным знакам.

Перечень принятых сокращений и условных обозначений.

Введение.

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

1.1. Основные проектные решения СВРК.

1.2. Нормативные требования к проведению испытаний СВРК.

1.3. Развитие видов и методов проведения испытаний СВРК.

1.4. Определение и классификация комплексных испытаний СВРК.

1.5. Выводы и задачи диссертационного исследования.

Глава 2. Температурный контроль теплоносителя 1-го контура.

2.1. Особенности подсистемы температурного контроля теплоносителя

1-го контура РУВВЭР.

2.2. Проверка и тарировка температурного контроля теплоносителя

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

2.3. Проверка функций температурного контроля теплоносителя

1-го контура на энергетических уровнях мощности.

Выводы по главе 2.

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

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

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

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

Выводы по главе 3.

Глава 4. Контроль энерговыделения в активной зоне.

4.1. Особенности подсистемы контроля энерговыделения в активной зоне ВВЭР.

4.2. Методика оценки достоверности показаний ДПЗ.

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

4.4. Методики оценок погрешности восстановленного поля энерговыделения.

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

Выводы по главе 4.

Глава 5. Контроль общетехнологических параметров и тепловой мощности реактора.

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

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

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

Выводы по главе 5.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Степень достоверности результатов выполненных исследований подтверждается:

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

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

3. Положительными результатами практического использования разработанных методик.

Практическая значимость результатов:

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

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

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

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

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

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

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

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

- общетехнологических параметров;

- температуры теплоносителя 1-го контура;

- энерговыделения в активной зоне;

- тепловой мощности реактора.

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

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

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

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

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

Автор защищает:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

- ОАО «Атомтехэнерго»;

- РНЦ "Курчатовский Институт";

- ОАО ОКБ "Гидропресс";

- ОАО "ВНИИАЭС";

- ООО "СНИИП-АСКУР";

- 000"ИНК0Р".

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

Личный вклад автора в полученные результаты.

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

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

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

Выводы по главе 5

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

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

- состояния каналов контроля общетехнологических параметров.

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

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

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

- в верхнем объеме реактора.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

8. Быков A.B. Реализация концепции модернизации СВРК ВВЭР-1000 АЭС Украины на базе ПО "КРУИЗ" // Измерения, важные для безопасности реакторов: Тр. 6-го собр. Междунар. симпозиума, Москва, 20-22 ноябр. 2007 г. - М.: ОАО "Инкор", 2007

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

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

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

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

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

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

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

16. Шикалов В.Ф. Внутриреакторный контроль на АЭС С ВВЭР. Сб. История атомной энергетики Советского Союза и России. Выпуск 2. История ВВЭР. Под ред. В.А. Сидоренко. М.: ИздАТ, 2009. -432 с.

17. Митин В.И. Система внутриреакторного контроля (от АЭС "Ловииза" к ВВЭР-1000). Сб. История атомной энергетики Советского Союза и России. Выпуск 2. История ВВЭР. Под ред. В.А. Сидоренко. М.: ИздАТ, 2009,-432 с.

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

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

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