Модернизированная система внутриреакторного контроля (СВРК-М) на 5 и 6 блоках АЭС «Козлодуй» как новый этап в развитии контроля условий эксплуатации ядерного.

Презентация:



Advertisements
Похожие презентации
Опыт промышленной эксплуатации ТВСА с улучшенным контролем температуры теплоносителя на выходе из сборок в составе активных зон Калининской АЭС В.И. Пахолков,
Advertisements

Модернизация технического проекта реакторной установки ВВЭР-1000 с обоснованием безопасной эксплуатации на уровне мощности 104% от номинальной Атомный.
1 Статистические оценки нейтронно-физических и теплофизических параметров топливных сборок реакторов ВВЭР А. А. Рыжов, Д. А. Олексюк, А. А. Пинегин НИЦ.
Определение температурного поля теплоносителя на входе в активную зону на этапе физического пуска блока 1 Тяньваньской АЭС Докладчик: Саунин Юрий Васильевич.
МИНСК, 2015 Г., УЧЕБНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ «ПАРУС» ПО РЕАКТОРНОЙ ФИЗИКЕ, УПРАВЛЕНИЮ И БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС С ВВЭР Королев С.А. Выговский С.Б. Чернов Е.В.
КОМПЛЕКСНЫЕ ИСПЫТАНИЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ БЛОКА 3 КАЛИНИНСКОЙ АЭС Докладчик: Саунин Юрий Васильевич.
1 1 Украина, Киев, 15 сентября 2010 г. А. А. Тузов, ОАО «ТВЭЛ» Тепловыделяющие элементы ВВЭР-1000: развитие конструкции, топливных композиций и конструкционных.
ТЕСТОВАЯ МОДЕЛЬ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР А.В. Тихомиров ФГУП ОКБ Гидропресс, г. Подольск В.Г.Артемов, А.С. Иванов ФГУП НИТИ им. Александрова, г. Сосновый Бор.
Опыт эксплуатации новых топливных сборок и перспективы развития топливных циклов для АЭС с ВВЭР Докладчик: Мохов В. А. Международная научно-техническая.
ФГУП ОКБ "Гидропресс"1 Система автоматизированного контроля остаточного ресурса применительно к проектам нового поколения. Докладчик: Дранченко Б.Н.
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.
Автоматизированные системы управления химико- технологическими процессами Доцент, к.т.н., Вильнина Анна Владимировна 1.
1 Разработка метода прогнозирования количества повреждений ТОТ ПГ на АЭС с ВВЭР Щедеркина Т.Е. - ГОУВПО МЭИ (ТУ) Бараненко В.И., Юрманов В.А. – ОАО «ВНИИАЭС»
КРОСС-ВЕРИФИКАЦИЯ РАСЧЕТНЫХ КОМПЛЕКСОВ ТРАП-КС, ДКМ И КОРСАР/ГП ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ДИНАМИЧЕСКИХ ИСПЫТАНИЙ НА ДЕЙСТВУЮЩИХ ЭНЕРГОБЛОКАХ С ВВЭР-1000 Подольск,
РАЗРАБОТКА И ВНЕДРЕНИЕ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ АНАЛИЗА И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ СИТУАЦИЙ ДОМЕННОГО ЦЕХА С ЦЕЛЬЮ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ УПРАВЛЕНИЯ.
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая – 1 июня 2007 г. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ВИБРОПРОЧНОСТИ.
УТКИН Денис Михайлович ЗОЛЬНИКОВ Владимир Константинович УТКИН Денис Михайлович МОДЕРНИЗИРОВАННАЯ МЕТОДИКА ПРОЕКТИРОВАНИЯ СЛОЖНЫХ БЛОКОВ ПРОГРАММНО-ТЕХНИЧЕСКИХ.
Методы оценки времени отклика задач в двухъядерных системах реального времени СоискательГуцалов Н.В. Научный руководитель д.т.н., профессор Никифоров В.В.
Газоохлаждаемый реактор с высоким коэффициентом полезного действия Котов В. М., Зеленский Д.И. (1) ИАЭ НЯЦ РК, г. Курчатов, ВКО Республика Казахстан. (2)
1 ФЕДЕРАЛЬНОЕ УНИТАРНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ Научно-Исследовательский Технологический Институт им. А.П. Александрова (НИТИ)
Транксрипт:

Модернизированная система внутриреакторного контроля (СВРК-М) на 5 и 6 блоках АЭС «Козлодуй» как новый этап в развитии контроля условий эксплуатации ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР Ядерный форум «Болгарская ядерная энергия – национальная, региональная и мировая энергетическая безопасность» (BULATOM), мая, г.Варна, Болгария В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, К.Б. Косоуров, Ю.М. Семченков РНЦ «Курчатовский институт» Т.П. Батачка АЭС «Козлодуй»

2 Этапы развития внутриреакторного контроля на ВВЭР 1. Контроль с помощью внереакторных камер и термопар, расположенных на выходе из части ТВС 2. Развитие за счет периодических активационных измерений 3. Создание системы на базе постоянно размещенных в активной зоне родиевых ДПЗ и термопар на выходе из части ТВС

3 СВРК является основным средством наблюдения за эксплуатацией топлива в активной зоне в режимах нормальной эксплуатации и нарушения нормальной эксплуатации реакторов ВВЭР. Проектные расчеты СВРК

4 Структура СВРК-М

5 СВРК-М – новое поколение систем внутриреакторного контроля на ВВЭР Основу СВРК –М проекта РУ В-320 составляют: -внутриреакторные датчики нейтронного потока (родиевые ДПЗ в количестве 7×64=448 штук) и температуры (95 термоэлектрических хромель- алюмелевых преобразователей типа К); -измерительная аппаратура высокого класса точности (погрешность 0,05% для всех измерительных каналов) -высокопроизводительная вычислительная техника в исполнении для ответственных применений; -специализированное программное обеспечение. Всё оборудование и специализированное программное обеспечение СВРК-М разработано и изготовлено в России.

6 В процессе создания СВРК-М были разработаны и внедрены следующие основные технические решения Для повышения точности и быстродействия: - введение в измерительный канал каждого внутриреакторного нейтронного датчика индивидуального АЦП с числом разрядов не менее 16, циклом обработки не более 160 мс, с уровнем шума не входе не более А; -применение измерительной аппаратуры класса точности 0,05 %; -применение кубического сплайна при аппроксимации функциональных зависимостей от высоты, выгорания активной зоны при обработке сигналов нейтронных детекторов; -использование индивидуальных калибровочных коэффициентов и технологии термостабилизации характеристик термопар; -исключение запаздывания сигналов родиевых нейтронных детекторов для уменьшения динамической погрешности при контроле быстропротекающих технологических процессов.

7 В процессе создания СВРК-М были разработаны и внедрены следующие основные технические решения Для повышения надежности: - разработка измерительной аппаратуры в соответствии с российскими и международными требованиями, предъявляемыми к оборудованию систем защиты; -резервирование измерительных каналов, обеспечивающих дублирование выполнения основных функций; -разработка программного обеспечения в соответствии с современными международными требованиями; -отличие расчетных моделей СВРК-М от проектных расчетных моделей; -применение надежных операционных систем типа Unix; -использование элементов, узлов и вычислительных средств, разработанных для ответственного применения; -введение широко развитой процедуры самодиагностики.

8 СВРК-М соответствует стандарту МЭК Оборудование СВРК-М прошло квалификацию по стандарту МЭК Программное обеспечение СВРК-М разработано с учетом требований стандарта МЭК Разработка проекта, оборудования и программного обеспечения проводилась в соответствии с требованиями ISO 9001 СООТВЕТСТВИЕ СВРК-М международным стандартам

9 Проект СВРК-М лицензирован Ростехнадзором России Оборудование и программное обеспечение СВРК-М сертифицировано независимой уполномоченной фирмой «Атомсертифика» (Россия)

10 Основные отличительные особенности СВРК-М а) устранение запаздывания родиевого ДПЗ для оперативного контроля энерговыделения в активной зоне в) оперативный и независимый контроль тепловой мощности реактора по показаниям родиевых ДПЗ с) контроль и автоматическая защита по внутриреакторным (пиковым) факторам для ТВЭЛ и ТВЭГ d) независимый контроль мощности ТВС по показаниям родиевых ДПЗ и по данным внутриреакторного термоконтроля е) отличие расчетной части программного обеспечения СВРК-М от используемого проектного кода

11 Относительное значение Основные отличительные особенности СВРК-М Устранение запаздывания родиевого ДПЗ Изменение токов родиевых ДПЗ (без устранения запаздывания (некорректированный) и с устранением запаздывания (корректированный)) в технологическом процессе с падением одного ОР СУЗ

12 Основные отличительные особенности СВРК-М Устранение запаздывания родиевого ДПЗ Изменение нейтронного потока в местах расположения родиевых ДПЗ в технологическом процессе с падением одного ОР СУЗ по показаниям ДПЗ и по результатам моделирования (с помощью расчетного кода NOSTRA) Относительные единицы t, сек

13 Основные отличительные особенности СВРК-М В СВРК-М осуществляется контроль и автоматическая защита по: -запасу до кризиса теплообмена; -линейному энерговыделению. Контроль и защита по линейному энерговыделению осуществляется одновременно и для всех ТВЭЛ (включая периферийные) и для ТВЭГ с учетом выгорания топлива.

14 СВРК-М обеспечивает независимый контроль мощности ТВС по показаниям родиевых ДПЗ и по данным внутриреакторного термоконтроля на энергоблоках с ВВЭР-1000, где устранен «ПЭЛ-эффект». На 3 блоке Калининской АЭС для ТВСА с модернизированной головкой СКО=3,66% СКО – среднеквадратичное отклонение мощностей ТВС, определенных по данным внутриреакторного термоконтроля от мощностей ТВС, определенных по показаниям родиевых ДПЗ (выборка из 85 ТВС в четвертой топливной кампании) Основные отличительные особенности СВРК-М

15 Основные отличительные особенности СВРК-М В соответствии с международными рекомендациями для исключения ошибки по общей причине расчетная часть программного обеспечения СВРК-М отличается от проектного кода, используемого для расчета топливных загрузок. Для повышения информированности персонала в процессе эксплуатации энергоблока дополнительно в состав СВРК-М входит on-line программный код ИР, построенный на базе проектного кода с использованием реальных сигналов родиевых ДПЗ.

16 Этапы внедрения СВРК-М на АЭС «Козлодуй» - разработка технического задания; -разработка технического проекта; -конструирование и изготовление оборудования; -разработка, верификация и валидация программного обеспечения; -монтаж и наладка оборудования на энергоблоках; -проведение функциональных испытаний системы. Работа осуществлялась РНЦ КИ при участии СНИИП- АСКУР, Эйс-груп, ОКБ «Гидропресс», АЭП. Все этапы внедрения СВРК-М проходили под контролем и при участии специалистов АЭС «Козлодуй».

17 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Контроль температуры теплоносителя 1 контура Термоконтроль11 кампания 12 кампания 13 кампания 14 кампания 15 кампани Тср в петлях по ТП, ºС. / Погрешность (2СКО), ºС 276.1/± /± /± /± /±0.36 Тср в петлях по ТС, ºС. / Погрешность (2СКО), ºС 276.3/± /± /± /± /±0.32 Тср в акт.зоне по ТП, ºС/ Погрешность (2СКО), ºС 276.2/± /± /± /± /±1.00 Тср по ТПкнит, ºС/ Погрешность (2СКО), ºС /-276.4/±0.80 Критерий достоверности – погрешность измерения температуры теплоносителя при доверительной вероятности 0,95% не должна превышать: -для каналов термоконтроля в петлях с термометрами сопротивления – 0,5 ºС; -для каналов термоконтроля с термопарами – 1 ºС. Термоконтроль10 кампания 11 кампания 12 кампания 13 кампания 14 кампания Тср в петлях по ТП, ºС. / Погрешность (2СКО), ºС 277.0/± /± /± /± /±0.26 Тср в петлях по ТС, ºС. / Погрешность (2СКО), ºС 277.1/± /± /± /± /±0.06 Тср в акт.зоне по ТП, ºС/ Погрешность (2СКО), ºС 276.9/± /± /± /± /±0.40 Тср по ТПкнит, ºС/ Погрешность (2СКО), ºС -/ /± блок 6 блок

18 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Контроль энерговыделения в активной зоне Подсистема ЭВ11 кампания 12 кампания 13 кампания 14 кампания 15 кампания Год эксплуатации КНИ/ к-во отбракованных ДПЗ 3/34/151/22/43/16 Тепловая мощность, % СКО, определенное по методу симметрии, % Погрешность контроля ЭВ, % Критерий достоверности – погрешность контроля энерговыления при доверительной вероятности 0,95% не должна превышать 5% для уровней мощности % от номинальной. Подсистема ЭВ10 кампания 11 кампания 12 кампания 13 кампания 14 кампания Год эксплуатации КНИ/ к-во отбракованных ДПЗ 2/113/274/321/02/0 Тепловая мощность, % СКО, определенное по методу симметрии, % Погрешность контроля ЭВ, % блок 6 блок

19 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Контроль тепловой мощности Критерий достоверности – погрешность определения средневзвешенной мощности при доверительной вероятности 0,95% не должна превышать 2% для уровней мощности % от номинальной. 5 блок 6 блок

20 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Переходные режимы Разгрузка реактора с номинальной мощности после отключения ГЦН

21 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Переходные режимы Разгрузка реактора с номинальной мощности после отключения ГЦН

22 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Переходные режимы Ускоренная разгрузка реактора с уровня мощности 78% от номинальной после отключения ТПН

23 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Переходные режимы Ускоренная разгрузка реактора с уровня мощности 78% от номинальной после отключения ТПН

24 Характеристики СВРК-М на АЭС «Козлодуй» Переходные режимы Ускоренная разгрузка реактора с номинальной мощности с закрытием стопорных клапанов турбогенератора и с последующим срабатыванием аварийной защиты от ключа

25 Развитие СВРК-М Планируется внедрение следующих новых функций СВРК-М: - внутриреакторная шумовая диагностика (реализована на АЭС «Тяньвань») с целью контроля появления локального кипения в активной зоне; - контроль эксплуатационных ограничений по нагрузке топлива в процессе выгорания активной зоны для повышения эксплуатационной гибкости топливных циклов; - информационная поддержка по оптимальному ведению водно-химического режима первого контура для повышения надежности эксплуатации топлива.

Спасибо за внимание