Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)

Представлен обзор известных разрабатываемых или уже внедряемых на АЭС с ВВЭР нештатных систем контроля состояния реактора, которые могут быть перспективными для решения отраслевых задач по повышению безопасности и надежности эксплуатации реакторных установок....

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2007
Hauptverfasser:	Билей, Д.В., Власенко, Н.И., Габлая, Т.В., Ключников, А.А., Скалозубов, В.И.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2007
Schriftenreihe:	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Schlagworte:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/127856
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор) / Д.В. Билей, Н.И. Власенко, Т.В. Габлая, А.А. Ключников, В.И. Скалозубов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2007. — Вип. 8. — С. 25-33. — Бібліогр.: 11 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-127856
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1278562017-12-30T03:02:24Z Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор) Билей, Д.В. Власенко, Н.И. Габлая, Т.В. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій Представлен обзор известных разрабатываемых или уже внедряемых на АЭС с ВВЭР нештатных систем контроля состояния реактора, которые могут быть перспективными для решения отраслевых задач по повышению безопасности и надежности эксплуатации реакторных установок. Представлено огляд відомих розроблювальних або вже впроваджуваних на АЕС із ВВЕР позаштатних систем контролю стану реактора, які можуть бути перспективними для вирішення галузевих завдань по підвищенню безпеки та надійності експлуатації реакторних установок. The paper presents a review of known off-design control systems of reactor state that are under development or introduced at NPPs with VVER. These systems may be very promising for solution of branch tasks on increasing operational safety and reliability of reactors. 2007 Article Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор) / Д.В. Билей, Н.И. Власенко, Т.В. Габлая, А.А. Ключников, В.И. Скалозубов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2007. — Вип. 8. — С. 25-33. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/127856 621. 039 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Билей, Д.В. Власенко, Н.И. Габлая, Т.В. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор) Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description	Представлен обзор известных разрабатываемых или уже внедряемых на АЭС с ВВЭР нештатных систем контроля состояния реактора, которые могут быть перспективными для решения отраслевых задач по повышению безопасности и надежности эксплуатации реакторных установок.
format	Article
author	Билей, Д.В. Власенко, Н.И. Габлая, Т.В. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И.
author_facet	Билей, Д.В. Власенко, Н.И. Габлая, Т.В. Ключников, А.А. Скалозубов, В.И.
author_sort	Билей, Д.В.
title	Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)
title_short	Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)
title_full	Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)
title_fullStr	Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)
title_full_unstemmed	Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)
title_sort	перспективные системы контроля реактора аэс с ввэр (обзор)
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate	2007
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/127856
citation_txt	Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор) / Д.В. Билей, Н.И. Власенко, Т.В. Габлая, А.А. Ключников, В.И. Скалозубов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2007. — Вип. 8. — С. 25-33. — Бібліогр.: 11 назв. — рос.
series	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
work_keys_str_mv	AT bilejdv perspektivnyesistemykontrolâreaktoraaéssvvérobzor AT vlasenkoni perspektivnyesistemykontrolâreaktoraaéssvvérobzor AT gablaâtv perspektivnyesistemykontrolâreaktoraaéssvvérobzor AT klûčnikovaa perspektivnyesistemykontrolâreaktoraaéssvvérobzor AT skalozubovvi perspektivnyesistemykontrolâreaktoraaéssvvérobzor
first_indexed	2025-07-09T07:52:16Z
last_indexed	2025-07-09T07:52:16Z
_version_	1837155001508560896
fulltext	ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 25 УДК 621. 039 ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РЕАКТОРА АЭС С ВВЭР (обзор) Д. В. Билей1, Н. И. Власенко1, Т. В. Габлая, А. А. Ключников, В. И. Скалозубов 1 ГП НАЭК «Энергоатом», Киев Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины Представлен обзор известных разрабатываемых или уже внедряемых на АЭС с ВВЭР нештат- ных систем контроля состояния реактора, которые могут быть перспективными для решения отрасле- вых задач по повышению безопасности и надежности эксплуатации реакторных установок. Штатные (предусмотренные проектом) системы контроля ВВЭР фактически обеспе- чивают контроль нейтронного потока, энерговыделения в активной зоне, состояния металла корпуса реактора, температурного и химического режима теплоносителя, целостности обо- лочек ТВЭЛ, периодический визуальный контроль корпуса и внутрикорпусных устройств реактора. Опыт эксплуатации, модернизация и повышение безопасности определяют необхо- димость расширения контроля в части: непрерывного контроля целостности, деформации, вибрации и надежности внутри- корпусных устройств, корпуса и корпусных соединений; контроля подкипания, фазораспределения, скорости и запаса до кризиса кипения теп- лоносителя; контроля теплогидродинамической устойчивости теплоносителя и динамического воздействия на конструктивные элементы активной зоны; контроля посторонних предметов в контуре реактора; альтернативного контроля состояния топлива в реакторе; совершенствование информационно-управляющих систем (ИУС) и др. Перспективными для контроля реактора являются разрабатываемые и уже внедря- емые для ВВЭР системы шумовой диагностики. Шумовая диагностика реактора основана на регистрации и анализе шумов (нестационарных колебательных отклонений) параметров, характеризующих состояние теплоносителя, внутрикорпусных и корпусных конструкций реактора: нейтронного потока, давления и температуры теплоносителя, герметичности конструктивных соединений, вибропараметров и др.). При нормальных условиях эксплуата- ции, целостности и герметичности конструкций реактора имеет место определенная картина шумов (например, в форме амплитудно-фазочастотных характеристик) определяющих пара- метров технического состояния реактора. Нарушение условий эксплуатации (например, под- кипание теплоносителя, нарушение герметичности конструкционных элементов реактора, появление посторонних предметов и т.п.) приводит к изменению шумов определяющих пара- метров, по которому и осуществляется диагностика состояния теплоносителя и конструкций реактора [1, 2]. По источникам шумов определяющих параметров разрабатываемые в настоя- щее время системы шумовой диагностики реакторной установки можно условно классифи- цировать следующим образом: контроль паросодержания в реакторе; контроль вибрационного состояния (виброшумовая диагностика); контроль высокочастотных пульсаций давления теплоносителя (диагностика термо- акустической неустойчивости); контроль посторонних предметов в потоке теплоносителя. Ниже подробнее рассмотрены основные положения этих систем шумовой диагно- стики реактора. Перспективным для решения вопросов управления старением реакторной установки является также внедрение оперативной системы диагностики термоакустической неусто- йчивости теплоносителя в активной зоне реактора (СОД ТАН). Внедрение этих систем тесно связано со следующими вопросами по управлению старением: Д. В. БИЛЕЙ, Н. И. ВЛАСЕНКО, Т. В. ГАБЛАЯ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 26 контроль условий возникновения термошока (флакса), вызванного теплогидродина- мической неустойчивостью теплоносителя. Возникновение термошока на внутренней поверхности корпуса реактора является одним из доминирующих механизмов деградации/ старения корпуса реактора; контроль циклических нагрузок на внутрикорпусные устройства (ВКУ), вызванных высокочастотной неустойчивостью теплоносителя при работе реактора на мощности. Подробное описание теоретических и экспериментальных основ СОД ТАН, не имею- щей в настоящее время мировых аналогов, приведено в [3, 4]. Координаты карт термоакустической неустойчивости выбраны в зависимости от гео- метрических/конструкционных данных и штатных контролируемых теплогидравлических характеристик реакторной установки: твсоб.твс аз.прохкр аз T 1 nF F P P iG N К ⋅∆⋅ = S вх 2 Т Т К = , где Nт − тепловая мощность реакторной установки; Gаз − суммарный расход через активную зону (с учетом 3 % протечек); ∆i(P) − скрытая теплота парообразования, определяемая по давлению в активной зоне; Ркр − критическое давление теплоносителя; Р− давление на входе в активную зону; Fпрох.аз, Fоб.твс, nтвс − соответственно площадь проходного сечения активной зоны, обогреваемая площадь и число ТВС; Твх − температура теплоносителя на входе в акти- вную зону, °С; Тs(Р) − температура насыщения теплоносителя, определяемая по давлению. Особенно следует отметить наработки по системе виброшумовой диагностики (СВШД). Основными задачами СВШД реакторной установки (РУ) ВВЭР являются: определение условий гидродинамического нагружения оборудования и трубопрово- дов РУ от потока теплоносителя с целью своевременного обнаружения повышенных нагру- зок, связанных с условиями изготовления, сборки и балансировки вращающихся механизмов главного циркуляционного насоса (ГЦН); контроль условий закрепления ВКУ в ходе эксплуатации с целью своевременного выявления релаксации и износов элементов крепления; контроль тепловых перемещений оборудования и трубопроводов в режимах плановых разогревов и расхолаживаний РУ с целью подтверждения воспроизводимости величин пере- мещений, а также выявления затираний и заеданий элементов оборудования; оценка поканального расхода теплоносителя (функция необходима, прежде всего, для определения условий эксплуатации топливных сборок); оценка фактического ресурса ВКУ по условиям их вибронагруженности. Последняя задача связана с возможностью продления срока службы ВКУ, а ее акту- альность обусловлена тем, что расчетные оценки вибропрочности, проводимые на этапе плановых ремонтов, могут оказаться непредставительными из-за того, что не учитывали воз- можного изменения условий закрепления ВКУ за длительную эксплуатацию. Изменение вибрации компонентов РУ - самый чувствительный индикатор для выяв- ления таких изменений механического состояния оборудования, как избыточная деформация трубчатых упругих элементов шахты с ослаблением ее прижатия со стороны крышки реактора; превышение проектных зазоров по разделителю потока; аномальные вибрации тепловыделяющих сборок (ТВС) из-за их кривизны, а также смещения дистанционирующих решеток; износ контактных поверхностей виброгасителей в верхнем и нижнем узлах крепления шахты; аномальные изменения жесткостных характеристик опор парогенераторов (ПГ), ГЦН, опорного бурта корпуса реактора, приводящие к недопустимым амплитудам и типам колебаний, перечисленных элементов главного циркуляционного контура (ГЦК) и ГЦН и др. (рис. 1). Расположение детекторного оснащения СВШД, разработанный «Диапром», на при- мере РУ ВВЭР-440 Кольской АЭС приведено на рис.2. ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РЕАКТОРА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 27 Рис. 1. Возможности системы виброшумовой диагностики реактора. На наш взгляд, особенности дальнейшего качественного внедрения виброшумовой диагностики связаны также со следующими положениями: 1. В виброшумовой диагностике оценка технического состояния осуществляется по шумам вибропараметров, а следовательно, зависит от причин/источников вибрации. Причин/ источников вибрации объекта контроля может быть несколько, в т.ч. и диагностируемый дефект. Разные причины/источники вибрации объекта контроля могут создавать сложную картину шумовых сигналов, из которых необходимо выделить только шумы диагностируе- мого дефекта и тем самым его идентифицировать. Ситуация может еще усложняться и тем, что датчики вибродиагностики могут регистрировать одновременно шумы разных дефектов. 2. Алгоритмы виброшумовой диагностики определяются перечнем сценариев, кото- рый ограничен. Необходимо расширение перечня сценариев и соответствующих вычисли- тельных процедур (например, термоакустическая и низкочастотная неустойчивость тепло- носителя, неоднородность теплоносителя в реакторе и в ГЦК и др.), в том числе и создание обобщенного сценария, учитывающего все возможные источники вибрации. Система обнаружения свободных предметов (СОСП) - диагностическая система, предназначенная для обнаружения в объеме РУ посторонних предметов, оторвавшихся дета- лей и деталей с ослабленным креплением, находящихся в стационарном состоянии или уносимых потоком теплоносителя. Разработка систем по обнаружению свободных предме- тов в РУ активно ведется с середины 70-х годов. Основанием для этого послужили много- численные аварийные ситуации, вызванные присутствием в контуре посторонних предметов, особенно в период введения АЭС в эксплуатацию. Задачи, решаемые системой: контроль акустического шума на поверхности оборудования и трубопроводов РУ; обнаружение свободно перемещающихся в потоке теплоносителя предметов и деталей оборудования с ослабленным креплением. Основным принципом диагностики является регистрация акустического шума, созда- ваемого при ударах свободных предметов о стенки оборудования РУ. Акселерометры, уста- навливаемые на корпусе реактора, ПГ и ГЦН, как показано на рисунке внизу, регистрируют виброакустические сигналы, содержащие диагностическую информацию. По регистрируе- Д. В. БИЛЕЙ, Н. И. ВЛАСЕНКО, Т. В. ГАБЛАЯ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 28 мым сигналам удара можно определить место и энергию удара, а также массу и форму свободного предмета (рис. 3). Рис. 2. Расположение детекторов системы виброшумовой диагностики. Рис. 3. Размещение датчиков системы обнаружения свободных предметов на основном оборудовании первого контура РУ ВВЭР-1000 (В-320). Перспективными для диагностики теплогидравлических процессов теплоносителя (в том числе и двухфазных сред) являются методы, основанные на применении ультразвуковых датчиков [5]. Принцип действия ультразвуковых датчиков основан на индикации фазового состояния локального объема среды путем определения его акустической проводимости. Прохождение газовых включений через контролируемый локальный объем приводит к изме- ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РЕАКТОРА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 29 нению акустической проводимости среды, что фиксируется и расшифровывается вторичной аппаратурой датчика. Перспективной системой контроля выгорания и радиационной ползучести топлива является применение нейтринной диагностики. Основы автоматизированной информаци- онной системы нейтринного контроля за выгоранием и скоростью радиационной ползучести топлива разработаны в [6], в которой представлена структура алгоритмов корреляционной пассивной локации нейтринных источников внутриреакторных процессов самоподдержи- вающейся цепной реакции деления. Разработанная структура алгоритмов обработки сигна- лов является основой для практической реализации системы пассивной локации нейтринных источников. Автоматическая система дистанционного управления предназначена для непре- рывного контроля над степенью выгорания и скоростью радиационной ползучести топлива с учетом его расположения в активной зоне реактора, а следовательно, диагностирования его остаточного ресурса/срока службы с помощью модели непревышения предельного выгора- ния, модели непревышения «нагрузка - прочность» и модели «параметр - поле допуска». Развитые в настоящее время теоретические расчеты (в совокупности с возросшим уровнем экспериментальной идеологии и техники нейтринных измерений) уже позволяют не только осуществлять постановку ряда фундаментальных задач физики реакторных нейтрино, но также открывают реальную возможность для эффективного решения основной задачи нейтринной спектрометрии внутриреакторных процессов - восстановления ядерной плотно- сти каждой из компонент изотопного состава ядерного топлива и, соответственно, динамики их изменения непосредственно в процессе работы реактора. На Ровенской АЭС уже сущест- вует лаборатория нейтринной диагностики топлива реактора. Развитие и совершенствование систем контроля протечек верхнего блока реактора определено всеми отраслевыми программами по повышению безопасности и модернизации производства АЭС с ВВЭР. На рис. 4 в качестве примера приведены отдельные данные АЭС Украины о возникших дефектах и нарушениях, приводящих к течам на верхнем блоке реакто- ра АЭС с ВВЭР и существенно влияющих на условия ядерной и радиационной безопасности. На верхнем блоке РУ ВВЭР-1000 предусмотрена штатная система контроля протечек, представляющая собой набор узких трубок, подходящих в полость каждого уплотняемого фланцевого соединения и коллектор вытекшего теплоносителя. Штатная система раннего обнаружения и контроля протечек теплоносителя, реализованная в энергоблоках ВВЭР-1000, позволяет обнаруживать в автоматическом режиме возникновение течи в одном из шести секторов на верхнем блоке. Величина течи определяется по датчику давления объединяющей камеры, который срабатывает при давлении до 5 кгс/см2. Однако эксплуатационная практика показала определенную неработоспособность данной системы, связанную с тем, что при про- течках трубки малого диаметра быстро забиваются кристаллической борной кислотой, что требует полного демонтажа системы и прочистки трубок механическими средствами. Кроме того, штатную систему нельзя определить системой раннего обнаружения течи. Указанное обстоятельство обосновывает целесообразность разработки более совершенной системы контроля протечек теплоносителя, обеспечивающей автоматический контроль каждого флан- цевого соединения в режиме малых течей, дополняющей штатную существующую систему контроля протечек. Одной из таких систем, предлагаемых на отечественном рынке, является система фирмы «Siemens», которая основана на принципе локальных измерений влажности с помощью совокупности шлангов, содержащих датчики-приемники влажности, устанавливае- мых снаружи фланцевых соединений. Точность определения местоположения течи состав- ляет порядок 1% длины измерительной линии. Система контроля протечек фирмы «Siemens» может реагировать при появлении влажности после возникновения течи во внешней прокладке фланцевого соединения, которая появляется после нарушения герметич- ности внутренней (никелевой) прокладки. Поэтому система не способна обнаружить про- течки внутренней (никелевой) прокладки фланцевого соединения. Следует также отметить, Д. В. БИЛЕЙ, Н. И. ВЛАСЕНКО, Т. В. ГАБЛАЯ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 30 что даже при наличии двух измерительных линий в лучшем случае будет определена лишь группа фланцевых соединений, в которой есть неплотный фланец [7]. Рис. 4. Течь в крышке корпуса реактора из-за коррозионного растрескивания под напряжением патрубков системы управления и защиты (СУЗ). Система быстрого обнаружения и определения места возникновения протечек верх- него блока реактора и теплоносителя первого контура ВВЭР (СКТТ) ("Диапром", Россия) представляет собой компьютеризированную систему, разработанную на основе системы FLUS производства фирмы Siemens KWU, для быстрого и надежного обнаружения протечек воды либо пароводяной смеси из трубопроводов, баков и других сосудов. Данная система была специально разработана специально для обнаружения протечек из сосудов под давле- нием и других изолированных элементов оборудования применяемого на АЭС. СКТТ позво- ляет обнаружить протечки с малым расходом (вплоть до 0,1 кг/ч), а также с высокой точно- стью определить местоположение течей. Протечки могут быть обнаружены через 15 мин после того, как появилось нарушение герметичности, независимо от того, работает энерго- блок АЭС на полной мощности или он остановлен. Принцип измерения в системе основыва- ется на том факте, что при возникновении протечки увеличивается влажность воздуха с наружной стороны стенки трубопровода (под теплоизоляцией) вблизи трещины или неплот- ности разъемного соединения. Для измерения влажности в СКТТ используется "сенсорный шланг", который укладывается внутри теплоизоляции в непосредственном контакте с трубо- проводом или поверхностью корпуса реактора. В Центре «Техническая диагностика и надежность АЭС и ТЭС» создана система раннего обнаружения и непрерывного контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке реактора ВВЭР-1000, обеспечивающая автоматический контроль малых течей, определение дефектного фланцевого соединения как на этапе гидроиспытаний, так и при работе энерго- блока на мощности. Эта система также дополняет существующую штатную систему конт- роля протечек (рис. 5). В результате длительных экспериментов для этой системы были созданы и испытаны на натурных фланцевых соединениях датчики раннего обнаружения и контроля протечек фланцевых соединений верхнего блока реактора ВВЭР-1000. Датчики устанавливаются на верхнем блоке реактора ВВЭР-1000 с помощью монтируемых и де- монтируемых узлов крепления при очередных перегрузках ядерного топлива и сохраняют свою работоспособность в условиях реально действующих во время эксплуатации энерго- блока электромагнитных полей, вибраций и градиентов температур. Конструктивное оформление позволяет разместить датчик в полости между двумя прокладочными уплотнениями фланцевого соединения. Соединительные проводники указан- ного датчика могут быть размещены внутри трубки, которая ранее использовалась для измерения давления в полости между двумя уплотнениями фланцевого соединения. ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РЕАКТОРА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 31 В [8] на основании критического анализа существующих систем диагностики течей предлагаются основы системы диагностики течей верхнего блока КР СКТГ-ВБ, состоящей из двух подсистем: акустической бесконтактной с размещением датчиков микрофонного типа на стенах шахты ВБ; подсистемы измерения удельной активности продуктов активации теплоносителя с дат- чиками, размещаемыми на выходах коробов системы охлаждения приводов СУЗ. Рис. 5. Система контроля протечек верхнего блока реактора. СКТТ-ВБ обеспечивает: обнаружение протечки теплоносителя на верхнем блоке РУ с расходом не менее 0,6 кг/ч; определение координат места протечки с точностью не хуже 3 % от общей протяженности контролируемого участка оборудования; гарантированное время обнаружения течи не превышает 30 мин. В автоматическом режиме СКТТ-ВБ обеспечивает: непрерывный контроль сигналов преобразователей по всем активизированным каналам, оценку и сравнивание показаний с заранее выставленными пороговыми значениями, выдачу сигнала тревоги для оперативного персонала, а также выдача минимально-достаточного объема протоколов для проведения анализа состояния контролируемого оборудования; при обнаружении течи система осущест- вляет непрерывную запись сигналов с отметкой времени возникновения протечки, указанием координат места течи и значения расхода течи. Современные нормативы требуют усовершенствования систем диагностики и пред- ставления обобщенной информации о состоянии активной зоны реактора (АКЗ) для обеспе- чения информационной поддержки оператора. Используемая на АЭС с ВВЭР-1000 штатная аппаратура системы внутриреакторного контроля (СВРК) не отвечает этим требованиям. Кроме того, она физически и морально устарела, не способна выполнять ряд новых функций, не отвечает современным требованиям, предъявляемым к вычислительной технике и про- граммному обеспечению, предназначенных для работы на АЭС в системах, важных для безопасности. Направление и содержание модернизации СВРК учитывает опыт эксплуата- ции ВВЭР, повышенный уровень требований к безопасности и качеству эксплуатации АЭС и современный уровень развития средств измерения и вычислительной техники. Модерни- зация состоит в замене физически и морально устаревшего оборудования внутриреакторного контроля для: увеличения быстродействия, точности и надежности внутриреакторного конт- Д. В. БИЛЕЙ, Н. И. ВЛАСЕНКО, Т. В. ГАБЛАЯ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 32 роля нейтронного потока, температуры теплоносителя на входе и выходе АКЗ, условий рабо- ты наиболее напряженных ТВЭЛ; организации автоматической защиты АКЗ по локальным параметрам и по запасу до кризиса теплообмена; оперативного представления параметров безопасности; организации информационной поддержки при управлении полем энерго- выделения. Увеличение быстродействия, точности и надежности внутриреакторного контроля до- стигается за счет: замены существующих детекторов на укороченные с увеличенным диамет- ром эмиттера и индивидуальными фоновыми линиями связи; подключения на вход каждого детекторов индивидуальных дифференциальных усилителей с автоматическим вычитанием сигнала и синфазных помех на линиях связи; введения программы корректировки инерцион- ности датчиков детекторов в вычислительные средства нижнего уровня; размещения термо- пар на выходе теплоносителя из АКЗ и др. Организация автоматического сигнала защиты от превышения локальных энерговы- делений в АКЗ имеет особую значимость при внедрении экономически выгодных топливных загрузок с уменьшенной утечкой нейтронов на корпус реактора, особенно при изменениях мощности реактора. Для АЭС с ВВЭР в настоящее время разработана новая технология для контроля мощности и энергораспределения на основе сигналов внереакторных детекторов [9]. При этом традиционные функции АКНП – контроль и защита реактора по нейтронной мощности и периоду – были дополнены новыми функциями, которые реализуют: контроль и защиту реактора по мощности с учетом энергораспределения в активной зоне, положения управ- ляющих групп и температуры теплоносителя в опускном участке; контроль аксиального энергораспределения; контроль реактивности в диапазоне изменения мощности от мини- мально контролируемого до номинального уровня с учетом пространственных эффектов; контроль и защиту по нарушению допустимых пределов энергонапряженности топлива (ли- нейное энерговыделение) и запаса до достижения критических тепловых нагрузок; контроль фиксации внутрикорпусных устройств по результатам фазочастотного анализа флуктуаций сигналов внереакторных датчиков нейтронного потока. Аппаратура СВРК нового поколения СВРК-03 (НТК "Электроника" и ИЯР РНЦ КИ) позволяет решать задачи, связанные, с повышением безопасности и экономичности эксплуа- тации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) при внедрении новых топливных циклов, увеличении мощности ЯЭУ, работе энергоблоков в маневренном режиме. Расширенные эксплуатационные возможности СВРК-03 обеспечиваются прецизионностью в условиях массовых измерений (класс 0.1), помехозащищенностью, быстродействием, надежностью, полнотой функциональных возможностей, эксплуатационных удобств, гибкостью комплек- сирования, способностью к интегрированию с другими системами. С ее созданием, в том числе, появилась принципиальная возможность приступить к решению качественно новых проблем, относящихся к улучшению измерительных характеристик детекторов, с одной стороны, увеличению и оптимизации возможностей средств представления информации - с другой, а в целом - к важному переходу на новый уровень роли СВРК в общей системе управления РУ (уровень большей функциональной ответственности). СНПО «Импульс» и МПО «Круиз» осуществляется модернизация СВРК в части технических средств диагностики и соответствующего программного обеспечения. Для оценки поля энерговыделения реализован алгоритм, в котором интерполяция по простран- ству и экстраполяция по времени поля энерговыделения осуществляется с помощью диск- ретного аналога двухгруппового трехмерного уравнения диффузии нейтронов (аналог аттестованного кода БИПР-7А) с моделью адаптации к показаниям внутриреакторных детекторов. Расчет локальных параметров поля энерговыделения осуществляется на основа- нии интерполяции заранее насчитанных кодом ПЕРМАК-А микрополей в ТВС для различ- ных состояний реактора на фактическое распределение поля энерговыделения в ТВС, полу- чаемое в данный момент алгоритмом восстановления поля энерговыделения. Непрерывный ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РЕАКТОРА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 33 контроль за изменением всех эксплуатационных параметров активной зоны реактора позво- лил внедрить предупредительную защиту реактора второго рода по локальным параметрам энерговыделения (запрет на подъем мощности), приобретается возможность непосредствен- ного сравнения реального хода кампании с запланированным и выявления причин отличий. Для упрощения контроля состояния активной зоны персоналу АЭС предоставлена возмож- ность генерации произвольных видеограмм, при этом все эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации РУ контролируются автоматически, и в случае их дости- жения оператор РУ получает соответствующий сигнал и видеограмму [11]. На Хмельницкой АЭС в течение 2000 - 2004 гг. для выполнения измерений применяются как штатные средства измерений СВРК, так и специализированные средства измерений – реактиметры, разработанные в Институте проблем безопасности АЭС НАН Украины. В качестве реактиметров на Хмельницкой АЭС применялись: аналоговый измеритель мощности и реактивности - АИМР-8-2М; лабораторный образец цифрового вычислителя мощности и реактивности - ЦВМР-1. Реактиметр АИМР-8-2М используется, наряду с другими приборами, для проведения физических измерений во время пуска новых энергоблоков, а также во время физических измерений после перегрузки топлива на Ровенской, Запорожской и Хмельницкой АЭС. Приме- нение ЦВМР-1 показало ряд преимуществ: технические характеристики ЦВМР-1 выше, чем у аналогового реактиметра АИМР-8-2М, за счет применения современной элементной базы и средств цифровой вычислительной техники; применение ЦВРМ-1 позволяет улучшить каче- ство и оптимизировать сроки проведения физических измерений, что, в конечном итоге, положительно отразится на безопасности и эффективности проведения этапа выхода реак- тора на мощность после планово-предупредительного ремонта. Внедрение указанных выше перспективных систем контроля реактора позволит рас- ширить перечень контролируемых параметров качество и надежность контроля и тем самым будет способствовать повышению безопасной эксплуатации АЭС ВВЭР. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Шараевский И.Г., Инюшев В.В. Распознавание кипения недогретой жидкости в активной зоне ядерного реактора // Ядерная и радиационная безопасность. - 2003. - № 2. 2. Фиалко Н.М., Шараевский И.Г., Меранова Н.О. Автоматическое обнаружение начала кипения тепло- носителя в активной зоне реактора ВВЭР // Проблеми безпеки АЕС і Чорнобиля. - 2006. - Вип. 6. 3. Внедрение системы оперативного контроля термоакустической неустойчивости теплоносителя в акти- вной зоне ВВЭР 1000 (В-320): (Промежуточн отчет о НИР) / ОФ ГНТЦ ЯРБ. − Одесса, 2005. − 68 с. 4. Коврижкин Ю.Л., Скалозубов В.И. Термоакустическая неустойчивость теплоносителя в активной зоне водоводяных реакторов. − Одесса: ТЭС, 2003. − 172 с. 5. Болтенко Э.А., Савинов А.А., Цой В.Р., Мельников В.И. Ультразвуковые датчики для измерения параметров двухфазного потока на стенде псб-ввэр // Годовой отчет ЭНИЦ ВНИИАЭС, 2000. 6. Русов В.Д., Тарасов В.А., Терещенко Д.А. Автоматическая система для нейтринного контроля за выгоранием и радиационной ползучестью топлива. // Тр. 15-й Междунар. конф. по физике радиац. явлений и материаловедению − Алушта, сентябрь 2001 г. − ИПП НАН Украины, 2002. 7. Петровский Б. С, Аксенов В.И., Давиденко Н.Н., Корякин Ю.Е. Компьютеризированная система раннего обнаружения) и непрерывного контроля протечек теплоносителя на верхнем блоке реактора ВВЭР-1000 // 2-я Междунар. науч.-техн. конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». - М.: ВНИИАЭС, 2001. 8. Система экспресс-диагностики течей на верхнем блоке РУ ВВЭР 1000 // Там же. 9. Трыков И.А., Семенов В.П., Чернов В.А. Многоцелевой спектрометр гамма-излучения СПЕДОГ// Тез. докл. Междунар. конф. обращения с ОЯТ. - М.: ВНИИАЭС, 2000. 10. Система внутриреакторного контроля ВВЭР-1000 СВРК-М. Концепция модернизации и сопро- вождения эксплуатации СВРК-М Украины / ГП НАЭК «Энергоатом», 2005. 11. Концепция модернизации систем внутриреакторного контроля ВВЭР-1000 АЭС Украины / А. Х. Горелик, В. В. Елисеев, А. С. Кужиль и др.// Ядерная и радиационная безопасность. - 2005. - № 4. Поступила в редакцию 05.07.07 Д. В. БИЛЕЙ, Н. И. ВЛАСЕНКО, Т. В. ГАБЛАЯ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 8 2007 34 23 ПЕРСПЕКТИВНІ СИСТЕМИ КОНТРОЛЮ РЕАКТОРА АЕС ІЗ ВВЕР (огляд) Д. В. Білей, М. І. Власенко, Т. В. Габлая, О. О. Ключников, В. І. Скалозубов Представлено огляд відомих розроблювальних або вже впроваджуваних на АЕС із ВВЕР позаштатних систем контролю стану реактора, які можуть бути перспективними для вирішення галузевих завдань по підвищенню безпеки та надійності експлуатації реакторних установок. 23 ADVANCED REACTOR CONTROL SYSTEMS OF NPPS WITH VVER D. V. Biley, N. I. Vlasenko, T. V.Gablaya, A. A. Kluchnikov, V. I. Skalozubov The paper presents a review of known off-design control systems of reactor state that are under development or introduced at NPPs with VVER. These systems may be very promising for solution of branch tasks on increasing operational safety and reliability of reactors.

Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)

Institution

Ähnliche Einträge