Эволюция систем внутриреакторного контроля и прогноза параметров реактора на кольской аэс



Скачати 124.86 Kb.
Дата конвертації16.04.2016
Розмір124.86 Kb.
ЭВОЛЮЦИЯ СИСТЕМ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ И ПРОГНОЗА ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА НА КОЛЬСКОЙ АЭС
Адеев В.А., Киселев А.В.

Кольская АЭС, г. Полярные Зори

E-mail: kiselevtpuftf@mail.ru


Аннотация

Вопросы разработки системы поддержки оператора с функциями контроля, анализа и прогноза состояний, выработки рекомендаций по управлению, рассматривались с разной степенью детализации на всех этапах развития реакторных установок ВВЭР-440. Прогресс в этой области непосредственно связан с развитием средств вычислительной техники. В данной статье представлен краткий исторический обзор программных средств, применявшихся на Кольской АЭС сначала эксплуатации, описано современное их состояние и показаны возможные пути дальнейшего развития.


Внутриреакторный контроль на Кольской АЭС

На Кольской АЭС эксплуатируются 4 реактора типа ВВЭР-440. Данный реактор представляет собой достаточно безопасный аппарат, что подтверждается большим опытом эксплуатации. Сравнительно простая конструкция активной зоны имеет значительный запас надежности по теплотехническим параметрам. Тем не менее проводимые в настоящее время работы по модернизации топливного цикла, повышению мощности реакторной установки потребуют совершенствования средств контроля состояния ядерного топлива.

В первоначальный период эксплуатации на энергоблоках Кольской АЭС применялось информационно-вычислительные машины ИВ-500МА – техника образца 60-х годов 20-го века. Низкое быстродействие, небольшой объем оперативной памяти и отсутствие емких носителей информации обеспечивали регистрацию лишь малого количества параметров небольшой точностью измерения. С позиции настоящего времени такие средства кажутся чрезвычайно простыми, тем не менее они обеспечивали все необходимые измерения и обработку информации в полном соответствии с требованиями того времени.

Основная нагрузка по выбору контролируемых параметров, обобщению и анализу данных, расчету ряда параметров была возложена на человека-оператора, что не исключало неверной интерпретации данных и ошибочных действий. Надежность данной системы в большей степени зависела от квалификации и дисциплины оператора. Появление вычислительных машин СМ-2М позволило избавить оператора от рутинных расчетов, обеспечить обработку данных и представление данных на мнемосхемах оборудования. На данном этапе были решены задачи автоматического расчета тепловой мощности реактора, коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне, восстановление поля энерговыделений в неконтролируемых ячейках активной зоны, проверки и отбраковки недостоверных показаний технологических датчиков, автоматизированной тарировки каналов температурного контроля. Для контроля нейтронного потока в активную зону установлены детекторы прямого заряда, обеспечившие оперативный контроль повысотного распределения энерговыделения. Тем не менее основной функцией системы был контроль выполнения эксплуатационных пределов. Задачи анализа и прогноза не могли быть реализованы из-за недостаточной мощности вычислительной техники.

Постепенное развитие АСУ ТП на Кольской АЭС, основанное на внедрении ЕС ЭВМ и массовом использовании алфавитно-цифровых дисплеев, позволило решить задачу прогноза параметров критичности активной зоны реактора в переходных процессах. Система прогноза (автор Адеев В.А.) была основана на аппроксимации результатов расчета нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора, полученных по 3-х мерным программам расчета, применяемым для выбора и обоснования безопасности топливных загрузок. Прямое использование аттестованной программы БИПР-7 [1] для оперативного прогноза параметров критичности было невозможно из-за скорости счета ЕС ЭВМ. Поэтому применялась упрощенная точечная модель для расчета реактивности. Учитывались эффекты отравления ксеноном, температурный и мощностной эффект реактивности, реальные характеристики органов управления и защиты, параметры водообмена. Решалась квазистационарная задача, кинетика реактора на запаздывающих нейтронах не рассматривалась. Указанная система позволяла решать в автоматизированном режиме все расчетные физические задачи стоящие перед оператором реактора. Диалоговый режим был реализован на алфавитно-цифровом дисплее ЕС ЭВМ. Исходные данные и результаты расчета представлялись в виде таблиц параметров в зависимости от времени (рисунок 1).


=== ПPOГPAMMA PACЧETA УCЛOBИЙ KPИTИЧHOCTИ ===========================

BPEMЯ HAЧAЛA ПEPEXOДHOГO ПPOЦECCA: 23 ЧAC 40 MИH 24 4 89 Г .

+-------+------------------------+--------------------+-------------+

! ! ПAPAMETPЫ PEAKTOPA ! ПOДПИTKA ! PEAKTИBHOCTЬ!

! BPEMЯ ! W T DT H6 CB ! GP CPIT HBOR HCON ! !

! ЧЧ MM ! % ГPAД ГPAД CM Г/KГ ! T/Ч Г/KГ T T ! % !

+-------+------------------------+--------------------+-------------+

! 23 40 ! 0 261 0.0 50 8.50 ! ? 6.0 0.0 0.0 ! 0.0 !

! 24 00 ! 50 265 ? ! ! !

! 1 ! ! ! !

! 2 ! ! ! !

! 3 ! ! ! !

! 4 ! ! ! !

! 5 ! ! ! !

! 6 ! ! ! !

! 7 ! ! ! !

! 8 ! ! ! !

! 10 ! ! ! !

! 12 ! ! ! !

! 14 ! ! ! !

! ! ! ! !

! ! ! ! !

+-------+------------------------+--------------------+-------------+

====> .


. .

ЗAДAЧA 7. HAЙTИ ИЗMEHИHИE ПOЛOЖEHИЯ ГPУППЫ CУЗ ПPИ ПOДЬEME MOЩHOCTИ .

ПOДЬEM MOЩHOCTИ ДO 50% ЗA 20 MИH .





=== ПPOГPAMMA PACЧETA УCЛOBИЙ KPИTИЧHOCTИ === .

BPEMЯ HAЧAЛA ПEPEXOДHOГO ПPOЦECCA: 23 ЧAC 40 MИH 24 4 89 Г .

+-------+------------------------+--------------------+-------------+

! ! ПAPAMETPЫ PEAKTOPA ! ПOДПИTKA ! PEAKTИBHOCTЬ!

! BPEMЯ ! W T DT H6 CB ! GP CPIT HBOR HCON ! !

! ЧЧ MM ! % ГPAД ГPAД CM Г/KГ ! T/Ч Г/KГ T T ! % !

+-------+------------------------+--------------------+-------------+

! 23 40 ! 0 261 0.0 50 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! 0.0 !

! 24 0 ! 49 264 14.5 140 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 1 0 ! 50 264 14.5 144 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 2 0 ! 50 264 14.5 150 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 3 0 ! 50 264 14.5 157 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 4 0 ! 50 264 14.5 166 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 5 0 ! 50 264 14.5 175 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 6 0 ! 50 264 14.5 184 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 7 0 ! 50 264 14.5 194 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 8 0 ! 50 264 14.5 202 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 10 0 ! 50 264 14.5 221 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 12 0 ! 50 264 14.5 247 8.50 ! 0 6.0 0.0 0.0 ! !

! 14 0 ! 50 264 14.5 249 8.50 ! 6.0 0.0 0.0 ! -0.15 !

! ! ! ! !

! ! ! ! !

+-------+------------------------+--------------------+-------------+

====> .


. .

PEШEHИE ЗAДAЧИ 7. B 14 00 ЭФФEKTИBHOCTИ ГPУППЫ HEДOCTATOЧHO ДЛЯ .

KOMПEHCAЦИИ OTPABЛEHИЯ KCEHOHOМ .

Рисунок 1 – Пример задания исходных данных и результаты расчета в программе прогноза параметров реактора


В начале 90-х годов проведена замена технических средств на комплекс ИВС-В440.01 построенный на микропроцессорах. Проведена замена датчиков, линий связи, что повысило точность измерений. Впервые на АЭС появились персональные ЭВМ, последующее бурное развитие которых определило возможности совершенствования систем поддержки оператора. Все разработанные ранее программы были перенесены на РС. Архивация технологических параметров поставлена на новый уровень – передача данных в станционную сеть и запись в файлы на выделенном сервере с заданной периодичностью. Для отображения большого объема поступающей информации была разработана программа отображающая любой выбранный технологический параметр в виде графика. Расширены возможности контроля достоверности показаний датчиков на основе анализа поведения показаний во времени (рисунок 2).

Впервые были задействованы новые возможности графического отображения информации на РС для полей энерговыделения в активной зоне реактора. Большой объем данных по распределению энерговыделения в текстовом виде не информативен и не поддается быстрому анализу. Для отображения разработаны программа показывающая коэффициенты неравномерности в виде картограммы, где различные числовые значения были выделены цветом (рисунок 3). Стала возможной оперативная диагностика аномальных состояний активной зоны. Аномальные состояния активной зоны могут быть связаны с отклонениями от проектных условий охлаждения кассет, ошибкой при перегрузке топлива, непроектной работой механической СУЗ. Необходимо также различать аномальные состояния от неисправностей самой системы внутриреакторного контроля, таких как ошибки коммутации датчиков, неисправность линий связи и др.



Рисунок 2 – Вывод параметров в виде графика
Анализ основан на сопоставлении различных полей энерговыделения. Самый простой способ – использование свойств симметрии топливной загрузки. В поле отклонений от среднего по симметричным ячейкам значения параметра выделяется различным цветом области отрицательных и положительных отклонений (рисунок 4). Аналогичное отображение различий в параметрах обеспечивается при сопоставлении расчетных и экспериментальных полей энерговыделения. Предусмотрен специальный режим – сравнение с фиксированным образцом, позволяющий увидеть изменение параметров поля энерговыделений в зависимости от времени (рисунок 5).

Расчетное поле энерговыделений для заданного момента топливного цикла, положения органов регулирования и тепловой мощности реактора получают путем аппроксимации заранее подготовленных данных о выгорании топливной загрузки. Не учитывается нестационарное отравление ксеноном. Сопоставление экспериментального и расчетного полей энерговыделения представляется в виде картограммы или в виде статистики (рисунок 6).




Рисунок 3 – Программа контроля и анализа параметров активной зоны

Рисунок 4 – Отклонение поля энерговыделений от симметрии


Рисунок 5 – Отклонение поля энерговыделений от образца зафиксированного на определенный момент времени


Рисунок 6 – Сопоставление экспериментального и расчетного поля энерговыделения
Разработанная программа («ZONA», автор Адеев В.А.) не являлась в то время уникальной, подобные работы были проделаны на большинстве АЭС. Но относительная простота применения, внесения изменений и дополнений в программу позволило применять ее в качестве альтернативной системы ВРК в течение уже длительного периода времени (с 1998 года по настоящий момент), как для оперативного контроля параметров активной зоны, так и для более глубокого анализа.

Для более корректной оценки расчетных параметров необходимо проводить параллельный измерениям расчет, учитывающий изменения тепловой мощности реактора, положения групп регулирования. Применение параллельного расчета полей энерговыделений по 3-х мерной программе не было реализовано опять же из-за невысокой производительности персональных компьютеров того времени. Это осуществлено в более сложных системах ВРК, внедренных на Кольской АЭС как в опытную эксплуатацию на рабочем месте для инженера-физика, так и непосредственно на БЩУ для оператора-технолога.

Первой такой системой внедренной на Кольской АЭС была система ВРК SCORPIO [2], разработанная в HRP (Норвегия) и адаптированная для реакторов ВВЭР-440 в РНЦ «Курчатовский институт». Данная система применяется на зарубежных АЭС в качестве основной системы ВРК. Расчет поля энерговыделений выполняется по аттестованной программе БИПР-7, применяемой для выбора и обоснования безопасности топливных загрузок. На Кольской АЭС система применяется как альтернативная, что связано в первую очередь с невозможностью ее лицензирования. Интерфейс системы построен с учетом всех требований эргономики, что наиболее подходит для эксплуатации ее на БЩУ, но с точки зрения углубленного анализа энерговыделения в активной зоне реактора не совсем удобно (рисунок 7). Основным достоинством системы SCORPIO является возможность прогноза поведения активной зоны в переходных процессах. Рассматриваются различные алгоритмы управления реактором. Исходные данные и результаты прогнозных расчетов представлены в виде графиков и картограмм. Реализация режима прогноза может являться примером для подражания при разработке подобных систем (рисунок 8).

Рисунок 7 – Интерфейс системы SCORPIO

Рисунок 8 – Прогноз параметров реактора в системе SCORPIO

После 2004 года на Кольской АЭС штатной системой ВРК стала «КРУИЗ» [3]. Данная система является современной и содержит весь набор функций контроля и прогноза параметров активной зоны. Восстановление поля энерговыделений в активной зоне основано на результатах 3-х мерного расчета поля энерговыделения по программе БИПР-7. Программа имеет графический интерфейс (рисунок 9), позволяющий самостоятельно разрабатывать фрагменты отображающие необходимый набор контролируемых параметров. Развитые средства архивации данных позволяют проводить анализ эксплуатационных режимов, оценивать теплотехническую надежность реактора, определять условия эксплуатации новых видов ядерного топлива. Применение более сложной модели реактора позволит снизить консерватизм контроля параметров активной зоны, уменьшить набор контролируемых эксплуатационных пределов – перейти к непосредственному контролю параметров определяющих теплотехническую надежность: запас до кризиса теплообмена и локальное энерговыделение в ТВЭЛ.



Рисунок 9 – СВРК «КРУИЗ».
Однако достаточно сложный способ задания исходных данных программы прогноза затрудняет применение КРУИЗ для оперативной оценки параметров энерговыделения активной зоны в переходных процессах. Одной из задач совершенствования КРУИЗ может быть разработка простого и в тоже время функционально насыщенного интерфейса программы прогноза, что позволит в полной мере использовать возможности системы оператором. Данное замечание может быть адресовано к любой системе поддержки оператора. Пример задания исходных данных и результаты расчета в системе прогноза параметров «КРУИЗ» приведен на (рисунок 10).


Рисунок 10 – Задание исходных данных для прогноза параметров реактора в СВРК «КРУИЗ»

Рисунок 11 – Пример вывода результатов прогноза параметров в СВРК «КРУИЗ»

В настоящий момент отсутствуют автоматизированные средства диагностики состояния активной зоны, позволяющие оперативно определить характер события и предупредить возможные нарушения эксплуатационных пределов. Слабо развита диагностика неисправностей датчиков контроля и оценки достоверности их показаний. Не автоматизированы алгоритмы распознавания аномальных ситуаций, таких как: расцепление органа СУЗ, возможная ошибка при перегрузке кассет, блокировка проходного сечения кассет и др. Алгоритмы определения аномальных ситуаций достаточно хорошо известны, дело лишь за их внедрением.

Опыт эксплуатации зарубежных АЭС с PWR показывает в ряде случаев неготовность операторов контролировать параметры энергоблока в условиях нестандартных переходных процессов. Возможности адекватной оценки оператором состояния энергоблока могут быть существенно расширены, если использовать еще более сложную динамическую модель не только реактора, но и всего энергоблока. В настоящее время разработка таких моделей ускорилось. Дальнейшее развитие СВРК «КРУИЗ»[4] предполагает поэтапное внедрение на станции программного комплекса динамики энергоблока, обеспечивающего представление достаточно полной информации о системах энергоблока, возможность своевременного обнаружения и устранения отказов и неисправностей, прогнозирования развития нештатных ситуаций и принятия оператором мер по смягчению их последствий.

Около 10 лет на Кольской АЭС эксплуатируются модели-анализаторы на основе теплофизического кода APROS [5]. Код APROS поставлен финским Центром технических исследований (VTT) и финской фирмой FORTUM в рамках программы технической помощи Правительства Финляндии российским АЭС. За время эксплуатации системы были разработаны модели энергоблоков Кольской АЭС, учитывающие особенности конструкции энергоблоков после всех проведенных модернизаций оборудования. Моделируются ядерный реактор, шесть петель первого контура с системами подпитки и компенсации объема, второй контур включая турбину и систему регенерации, системы основного конденсата и питательной воды, все системы безопасности, главная электрическая схема, схема собственных нужд, а также все регуляторы блока, защиты и блокировки (рисунок 12).



Рисунок 12 – Симулятор APROS энергоблока 4 Кольской АЭС

APROS-модели применялись для решения задач эксплуатации АЭС: разработка инструкций по управлению запроектными авариями, разработка эксплуатационной документации, выдача заключений к ряду проектов об изменениях в системах важных для безопасности, экспертиза отчетов сторонних организаций. Расчеты с использованием созданных моделей помогали специалистам АЭС существенно улучшить понимание особенностей протекания переходных процессов и взаимодействия блочных систем.

Качество расчетного описания режимов во многом определяется полнотой и достоверностью используемых исходных данных. В полной мере эта задача может быть решена лишь при тесном взаимодействии специалистов станции с разработчиками новых комплексов СВРК. Сопоставление результатов расчета с измеряемыми и регистрируемыми параметрами является основным методом проверки нового программного обеспечения. При наличии развитой модели объекта эффективным способом тестирования программ является использование этой модели, так как позволяет рассмотреть значительно большее количество аномальных ситуаций и переходных процессов. Накопленный опыт работы с APROS-моделями энергоблоков Кольской АЭС может пригодиться при разработке новых систем поддержки оператора, основанных на более точном описании физических процессов и детальных моделях энергоблока.
Заключение

Развитие систем информационной поддержки операторов – направление необходимое для повышения безопасности АЭС, т.к. дает персоналу и специалистам мощный инструмент для понимания и прогнозирования сложных динамических процессов, сопровождающих переходные и аварийные режимы на энергоблоках.

Задача разработки систем автоматизированной диагностики остается актуальной, может и должна быть решена на современном технологическом уровне.
Список литературы
1 Аннотация программы БИПР-7 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1991. – Вып. 1. – С. 31.

2 Berg O., Bodal T., Porsmyr J., Adlandsvik K.A. (OECD) Halden Reactor Project «SCORPIO-Core Monitoring System for PWRs. Operation Experience and New Developments» // ANS Topical Meeting on Advances in Nuclear Fuel Management II. Myrtle Beach, South Carolina, Marth 23-26, 1997.

3 Кужиль А.С., Падун С.А. Развитие системы внутриреакторного контроля ВВЭР-440. Доклад. Москва, 2003.

4 Лебедев О.В., Поваров В.П., Тарасов М.В. Внедрение на Ростовской АЭС системы представления и передачи параметров реакторной установки для подтверждения работоспособности первой (головной) топливной загрузки с усовершенствованными ТВС // Сборник трудов конференции в ОКБ ГП 23-25 мая 2005 г., Подольск.



5 Ланкин М.Ю., Шутов В.И., Мальшаков В.В., Андрушечко С.А., Пыткин Ю.Н. Использование моделей-анализаторов на основе кода APROS при работе с эксплуатационной документацией на Кольской АЭС // Сборник докладов Научно-практической конференции, посвященной 25-летию со дня пуска первого энергоблока Кольской АЭС. Полярные зори, 26 июня 1998 г.


База даних захищена авторським правом ©shag.com.ua 2016
звернутися до адміністрації

    Головна сторінка