Участок Внутриреакторного контроля

Цех физических и динамических испытаний ОАО "Нововоронежатомтехэнерго"

396072, Россия, Воронежская обл., г. Нововоронеж, ул. Южное шоссе, 1
тел. (47364)-35-289, (47364)-35-284, e-mail: atesvrk@yandex.ru

Главная
О СВРК

• История СВРК
• Современная СВРК
• Наладка СВРК
• Алгоритмы СВРК

О нас

• Место в структуре
• Персонал
  

Наши работы

• Блоки АЭС
• Испытания

Наши публикации
Полезные ссылки
Контакты
Новости

Новости

• 06 ноября 2012
  Принят новый работник участка ВРК: Образцова Елена Михайловна
  
  
• 29 августа 2011
  Проведены испытания на этапе "Горячей обкатки" на КлнАЭС-4
  
  
• 24 декабря 2009
  Завершена загрузка топлива на РоАЭС-2
  
  
• 19 декабря 2009
  Загрузка топлива на РоАЭС-2
  
  
• октябрь 2009
  Испытания на этапе горячей обкатки на РоАЭС-2
  
  
• август 2009
  Подготовительные работы к испытаниям СВРК на РоАЭС-2
  
  
• 30 мая 2009
  Участок ВРК принял участие в МНТК-2009 в г. Подольске
  
  

Алгоритмы СВРК

В структурной схеме программно-прикладного обеспечения системы внутриреакторного контроля (ППО СВРК) различают два уровня: нижний и верхний.

Нижний уровень выполняет функции измерения, обработки, контроля и формирования сигналов защиты программно технического комплекса защит (ПТК-З) активной зоны по локальным параметрам.

На верхнем уровне (ВК ВУ) реализуются функции анализа, регистрации, накопления и обработки информации и передачи ее на средства отображения оперативного персонала, а также функции самодиагностики. Верхний уровень реализует алгоритм восстановления поля энерговыделения активной зоны на основе программного расчета активной зоны для ВВЭР типа БИПР, расчет нейтронно-физических констант и передачи их корректирующим пакетом на нижний уровень для корректного расчета внутриреакторных защит по локальным параметрам.

Для реализации функции внутриреакторной шумовой диагностики в составе СВРК предусмотрен комплект прикладного программного обеспечения внутриреакторной шумовой диагностики (ППО ВРШД), размещаемый в сервере комплексного анализа (СКА).

1. Предварительная обработка сигнала

ПТК-З и ПТК-ИУ через клеммный шкаф осуществляют сбор и обработку информации от датчиков и систем энергоблока по проводным линиям связи. Первичная обработка аналоговых сигналов включает в себя:

1. Сбор дискретных и аналоговых сигналов от датчиков, входящих в состав СВРК, и общеблочных датчиков, характеризующих состояние активной зоны реактора, первого и второго контуров.
2. Предварительная обработка (преобразование в цифровой код, фильтрация, масштабирование) аналоговых сигналов.

Все поступающие аналоговые сигналы проходят через процедуру отбраковки, которая заключается в сравнении сигнала с установленными для него пределами:



где Xi – текущее значение сигнала;
      Xmin – минимально допустимое значение сигнала;
      Xmax – максимально допустимое значение сигнала;
      Значения Xmin, Xmax меняются в зависимости от режима работы реактора.

3. После отбраковки сигнал подвергается процедуре сглаживания:





где Xic – сглаженное значение сигнала;
      t – текущий цикл опроса;
      (t – 1) – предыдущий цикл опроса;
      Kc – индивидуальный коэффициент сглаживания от 0.1 до 1


4. Перевод нормированного сигнала в соответствующую физическую величину осуществляется по формуле:



где Xi'- значение нормированного сигнала;
      kx - коэффициент перевода нормированного сигнала в физическую величину, который определяется из паспортных характеристик соответствующего датчика.

Полученная в ПТК-З и ПТК-ИУ информация, а также информация о состоянии технических средств ПТК-З и ПТК-ИУ поступает по ЛС СВРК через коммутаторы СВРК в ВК ВУ (входящие в ВК ВУ).

2. Защиты по внутриреакторным локальным защитам

Одной из функций СВРК (ПТК-З) является формирование и выдача в АЗ-ПЗ УСБИ сигналов защиты АЗ, ПЗ-1, ПЗ-2 при превышении допустимых значений по локальным параметрам (запас до кризиса теплообмена, локальной мощности ТВЭЛ) в диапазоне мощности реактора от 35 до 110 % от номинальной в каналах каждого комплекта ПТК-З независимо друг от друга на основе сигналов датчиков, поступающих на входы каждого канала.

С точки зрения защиты и контроля активная зона разбита на 163*7=1141 контролируемый СВРК локальный объем (призму). Локальный объем (призма) считается неконтролируемым для целей защиты по локальным параметрам, в случае, если контроль его осуществляется менее чем по двум соответствующим работоспособным ДПЗ различных каналов ПТК-3, расположенным на том же уровне по активной зоне и на расстоянии не более 3-4 рядов ТВС. ТВС считается неконтролируемой СВРК, если в ней количество неконтролируемых объектов (призм) более либо трех рядом расположенных по высоте, либо суммарно более четырех в данной ТВС.

Запас до кризиса теплообмена рассчитывается и линейное энерговыделение для максимально напряженного твэл рассчитывается для каждого выбранного участка (i,j) активной зоны. Из всех полученных значений выбирается минимальное и сравнивается с установленными пределами (ПЗ2, ПЗ1, АЗ). При достижении или превышении какого-либо предела выдается соответствующий сигнал защиты в систему АЛОС СУЗ–УСБИ.

Расчет запаса до кризиса теплообмена основывается на формуле общего вида:

где Qкрij- критический тепловой поток зависящий от температуры, давления и скорости теплоносителя , а так же размеров теплопередающей поверхности. Данная физическая величина рассчитывается с помощью сложных эмпирических уравнений, позволяющих рассчитать физическую величину в определенном диапазоне температур;
      Qtij- тепловой поток, рассчитываемый по текущим значениям РУ.

Расчет максимально напряженного ТВЭЛ, на участке активной зоны определенного по показаниям i-го датчика пропорционально средневзвешенному току i-го ДПЗ. Коэффициенты пропорциональности периодически формируются и передаются корректирующим пакетом из ВК ВУ по команде оператора.

3. Восстановленное поле энерговыделения

Информация от ПТК-З и ПТК-ИУ принимается одновременно в оба ВК ВУ через коммутаторы СВРК, установленные в каждом комплекте.

Восстановление поля энерговыделения во всем объеме активной зоны проводится на основе решения одно-группового разностного уравнения диффузии нейтронов по схеме, принятой в программах расчета активной зоны РУ:

где k2 – материальный параметр;
      Ф – поток нейтронов.

Переход от потока нейтронов Ф к энерговыделению Qv проводят по следующей формуле:

где – количество энергии, выделяемое при одном делении;

Значение материального параметра зависит от обогащения топлива, глубины его выгорания, концентрации борной кислоты в воде первого контура, температуры теплоносителя и топлива, концентрации ксенона и самария, а также положения органов регулирования. При расчете коэффициентов используются методы аппроксимационного моделирования.

Предусмотрена корректировка коэффициентов физической модели путем минимизации разбаланса между показаниями ДПЗ и восстановленным полем энерговыделения в месте размещения ДПЗ. Это позволяет скорректировать погрешности, связанные как с принятой физической моделью, так и с неточностями в измерении исходных данных: концентрация борной кислоты и положение органов регулирования.

При восстановления поля энерговыделения активная зона разбивается на 16*163=2608 локальных объемов(призмы), контролируемых ВК ВУ СВРК. Параметры, рассчитываемые для каждого локального объема активной зоны, называются полевыми.

Относительная тепловая мощность кассеты (KQ)j рассчитывается по формуле:

где Q,среднее -средняя тепловая мощность кассет;
      Qj-тепловая мощность j-ой кассеты.

Относительная тепловая мощность призмы (KV)ij рассчитывается по формуле:

где Qi, среднее - средняя тепловая мощность в i-ой призме;
      (Q)ij-тепловая мощность в локальном объеме i-ой призмы в j-ой кассете;

Офсет ТВС, параметр который показывает относительный разбаланс мощности нижней и верхней половин активной зоны, рассчитывают по формуле:

4. Алгоритм расчета средневзвешенной тепловой мощности

Одним из основных контролируемых параметров, по которым определяются пределы условия безопасности эксплуатации энергоблока, является средневзвешенная тепловая мощность реактора. Алгоритмами функционирования СВРК предусматривается расчет тепловой мощности пятью способами и определении средневзвешенной мощности с учетом весовых коэффициентов по каждому используемому методу.

1. Тепловая мощность по параметрам 1-го контура (N1k):




где Gi– расход теплоносителя в i-ой петле ГЦТ, рассчитываемый по коэффициентам аппроксимации напорно-расходных заводских характеристик ГЦНА;
ρ(х.н.)i – плотность теплоносителя в холодной нитке i-ой петли, рассчитываемая как функция температуры и давления по таблицам теплофизических свойств воды и водяного пара;
h(х.н.)i, h(г.н.)i – энтальпия теплоносителя в холодных и горячих нитках i-ой петли, рассчитываемая как функция температуры и давления по таблицам теплофизических свойств воды и водяного пара;
Qп– тепловые потери с оборудования РУ.


2. Тепловая мощность по параметрам питательной воды перед парогенераторами (N2k):




где Q(ПГ)i- составляющая тепловой мощности, отводимая с паром в i-ом ПГ;
Q(СП)i- составляющая тепловой мощности, затрачиваемая на подогрев продувки i-го ПГ;
Q(ПП1k)i- составляющая тепловой мощности, отводимая системой подпитки-продувки i-ой петли первого контура;
Q(ГЦН)i- составляющая тепловой мощности, вносимая в первый контур работой i-го ГЦНА;
Qп – тепловые потери с оборудования РУ.

3. Тепловая мощность по параметрам питательной воды после подогревателей высокого давления (NПВД):




где Q(ПВД)i- составляющая тепловой мощности, отводимая с паром;
Q(СП)i- составляющая тепловой мощности, затрачиваемая на подогрев продувки i-го ПГ;
Q(ПП1k)i- составляющая тепловой мощности, отводимая системой подпитки-продувки i-ой петли первого контура;
Q(ГЦН)i- составляющая тепловой мощности, вносимая в первый контур работой i-го ГЦНА;
Qп – тепловые потери с оборудования РУ.

4. Тепловая мощность по показаниям внутриреакторных датчиков прямого зарядаNДПЗ:




где ЛЭВij – линейное энерговыделение по показаниям ДПЗ j-го ДПЗ в i-ом КНИ;
Kдпз – постоянный коэффициент, периодически пересчитываемый ВК ВУ ППО СВРК;
NКНИ – количество КНИ в активной зоне;
NДПЗ – количество ДПЗ в одном КНИ;
N'- количество неработоспособных ДПЗ или предоставляющих недостоверную информацию, исключенных из обработки ППО СВРК.


5. Тепловая мощность по показаниям ионизационных камер NИК




где I(ик)i - сигнал(ток) i-ой ионизационной камеры;
A(ик)i - постоянный нормировочный коэффициент для i-ой ионизационной камеры;
wij – вес соответствующей физической величины;
Расход теплоносителя в j-ой петле 1-го контура.


Во всех приведенных способах тепловая мощность определяется как результат косвенного измерения. Расчетные формулы для всех способов можно выразить функциональной зависимостью.

6. Расчет средневзвешенной тепловой мощности:




Где Ni – тепловая мощность, рассчитанная i-ым способом;
wi – вес тепловой мощности рассчитанной i-ым способом.

Список используемой литературы

1. В.А. Брагин, И.В. Батенин, М.Н. Голованов, А.С. Кужиль и др. Системы внутриреакторного контроля АЭС с ВВЭР. М., Энергоатомиздат, 1987
2. СИСТЕМА ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ (СВРК-01Р) Инструкция по эксплуатации. Федеральное государственное унитарное предприятие, научно-инженерный центр НИЦ «СНИИП», 2005
3. СИСТЕМА ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ (СВРК-01Р) Общее описание. Федеральное государственное унитарное предприятие, научно-инженерный центр НИЦ «СНИИП», 2005