Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Испытания СВРК при вводе в эксплуатацию и при промышленной эксплуатации энергоблоков АЭС. Аналитический обзор и постановка задач 17
1.1. Основные проектные решения СВРК 17
1.2. Нормативные требования к проведению испытаний СВРК 24
1.3. Развитие видов и методов проведения испытаний СВРК 28
1.4. Определение и классификация комплексных испытаний СВРК 31
1.5. Выводы и задачи диссертационного исследования 41
Глава 2. Температурный контроль теплоносителя 1-го контура 44
2.1. Особенности подсистемы температурного контроля теплоносителя 1-го контура РУс.ВВЭР 44
2.2. Проверка и тарировка температурного контроля теплоносителя 1-го контура в режимах работы РУ "без мощности" 50
2.3. Проверка функций температурного контроля теплоносителя 1-го контура на энергетических уровнях мощности 63
Выводы по главе 2 86
Глава 3. Исследования температурного поля теплоносителя на входе в активную зону 89
3.1. Актуальность натурных исследований по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону 89
3.2. Методика испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону 91
3.3. Сравнительный анализ результатов натурных исследований перемешивания теплоносителя в корпусе реактора 94
Выводы по главе 3 104
Глава 4. Контроль энерговыделения в активной зоне 106
4.1. Особенности подсистемы контроля энерговыделения в активной зоне ВВЭР 108
4.2. Методика оценки достоверности показаний ДПЗ 109
4.3. Оптимизация испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК 114
4.4. Методики оценок погрешности восстановленного поля энерговыделения 121
4.5. Оценка функций СВРК по формированию и выдаче сигналов защит по локальным внутриреакторным параметрам 130
Выводы по главе 4 143
Глава 5. Контроль общетехнологических параметров и тепловой мощности реактора 145
5.1. Особенности подсистемы контроля общетехнологических параметров и мощности реактора для РУ с ВВЭР 145
5.2. Методика оценок работоспособности и достоверности выходной информации каналов контроля общетехнологических параметров .147
5.3. Методика оценки весовых коэффициентов при определении средневзвешенной мощности реактора 152
Выводы по главе 5 165
Заключение 167
Список использованных источников 173
- Определение и классификация комплексных испытаний СВРК
- Проверка и тарировка температурного контроля теплоносителя 1-го контура в режимах работы РУ "без мощности"
- Методика испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону
- Оптимизация испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК
Введение к работе
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 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. 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.
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". В публикациях отечественных и зарубежных авторов можно найти описания и основные результаты выполненных в разное время работ (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:
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.
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.
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.
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.
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.
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.
Использованием математических и статистических методов исследований с использованием современной вычислительной техники.
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.
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 состояний, могут быть использованы при разработке и эксплуатации ядерных энергетических установок.
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.
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.
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 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.;
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 Волгодонской 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.
Определение и классификация комплексных испытаний СВРК
Объектом исследования в настоящей работе являются СВРК для АЭС с ВВЭР, а предметом исследования - испытания СВРК, которые выполняются в составе пусконаладочных работ при вводе в эксплуатацию и регламентных эксплуатационных испытаниях при промышленной эксплуатации. Главной задачей СВРК всех проектов является представление достоверной и оперативной информации о распределении энерговыделения, температуры и других теплотехнических и ядерно-физических параметров внутри активной зоны [6]. Надежное выполнение этой задачи позволяет обеспечивать экономичную и безопасную эксплуатацию РУ, что особенно значимо в условиях ухудшения стабильности пространственного распределения нейтронного поля в активной зоне при увеличении единичной мощности энергоблоков для снижения удельного веса затрат на капитальное строительство и эксплуатацию АЭС.
В общем случае в состав СВРК входят датчики, линии связи, электронная измерительная аппаратура, а также вычислительные комплексы, алгоритмы и программы для обработки полученной информации. На основании полученной от датчиков первичной информации рассчитываются и выводятся на рабочие места операторов на БЩУ обобщенные параметры, характеризующие эксплуатационные состояния РУ. Кроме этого, современные проекты СВРК [10-13], помимо сложившихся традиционных функций, предусматривают формирование сигналов управления и/или выдачу советов оператору по оптимальному управлению полем энерговыделения и формирование сигналов защит по локальным внутриреакторным параметрам. Для таких проектов соответственно резко возрастают требования к достоверности вырабатываемой информации и надежности работы СВРК в целом, т.к. по логике и функциональному назначению выполняемых задач часть оборудования СВРК становится одним из звеньев системы управления и защиты реакторной установки. Конкретные проектные решения СВРК зависят от ряда условий, основными из которых являются тип реактора и его мощность, выбор метода контроля энерговыделения, характеристики компонентов оборудования программно-технических средств, а также общая структура и организация систем контроля и управления на АЭС. Таким образом, СВРК, как и другие системы АЭС, прошли эволюционный путь развития и достигли современного состояния [21, 22] благодаря постепенному росту единичных мощностей реакторов, повышению требований к контролю энерговыделения в активной зоне из-за увеличения ее энергонапряженности, развитию измерительных и информационных технологий.
На первых отечественных и зарубежных энергетических реакторах контроль распределения энерговыделения в активной зоне осуществлялся теплотехническим способом, основанным на измерениях расхода и температуры теплоносителя для определения приращения его энтальпии. В дальнейшем постепенно стали применяться методы контроля энерговыделения, использующие детекторы ионизирующего излучения (ионизационные, зарядовые, калориметрические, активационные). Так на первых ВВЭР для контроля распределения плотности потока нейтронов в активной зоне была разработана система РПН2-04, использующая активацию стальной проволоки [23], что можно считать прототипом полноценной СВРК. Подобные системы на основе активационных измерений были применены и на зарубежных промышленных реакторах, например, на АЭС "Dodewaard" в Дании с реактором BWR [24]. СВРК, использующая гамма-чувствительные калориметрические детекторы, эксплуатируется на АЭС "RINGHALS-2" с PWR в Швеции [25], а СВРК, использующая камеры деления, была спроектирована фирмой "General Electric" для АЭС с BWR [23]. Однако наибольшее распространение как на отечественных [5, 6, 8], так и на зарубежных АЭС [26-29], включая АЭС с ВВЭР [21, 22], получили СВРК, использующие для контроля энерговыделения в активной зоне зарядовые детекторы или ДПЗ [23, 30]. К основным достоинствам зарядовых детекторов для применения в СВРК относятся малые габариты, высокая технологически достижимая идентичность, практически неограниченный верхний предел измерения, линейность характеристик, малое выгорание, широкий диапазон длины чувствительной части, обеспечивающий измерение распределения энерговыделения по объему активной зоны однотипными детекторами, большой ресурс работы, высокие рабочие температуры, простота конструкции и эксплуатации.
В настоящее время на действующих в РФ и за рубежом АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 разных проектов ввиду разного времени ввода конкретных энергоблоков в эксплуатацию и проведенных далее модернизаций разными разработчиками эксплуатируются СВРК нескольких типов. До модернизации на всех энергоблоках с ВВЭР, в основном, эксплуатировались системы, построенные на базе унифицированной аппаратуры СВРК-01 "Гиндукуш", структурная схема которой представлена на рис.1.1 Таким образом, различия эксплуатируемых СВРК связаны с применением конкретных программно-технических средств, используемым интерфейсом для обслуживания и сопровождения системы, принятыми концептуальными решениями по структуре и организации систем контроля и управления на АЭС. Кроме этого, различия систем могут определяться различием используемых алгоритмов для решения основной задачи СВРК - восстановления объемного поля энерговыделения в активной зоне с учетом показаний ДПЗ [10, 31]. При этом принятые и реализованные различные подходы, как показывает практика, удовлетворяют требованиям, предъявляемым к системе, и это обусловливает конкуренцию среди разработчиков. Вопросы же по отдельным преимуществам и недостаткам, присущим тем или иным подходам, достаточно часто обсуждаются в ходе научных дискуссий, что предполагает, возможно, применение и других уже принятых [27-28, 32-34] или новых альтернативных подходов.
Проверка и тарировка температурного контроля теплоносителя 1-го контура в режимах работы РУ "без мощности"
Как уже упоминалось, в действующей нормативной документации разных уровней существуют определенные противоречия в требованиях, связанных с термином "испытания", применительно к автоматизированным системам. В целом под "испытаниями" согласно [93, 94] понимается "экспериментальное определение количественных и (или) качественных характеристик свойств объекта испытаний как результата воздействия на него, при его функционировании, при моделировании объекта и (или) воздействий". Для автоматизированных систем, к которым относится СВРК, на стадии "ввод в действие" ГОСТ 34.601-90 [47] устанавливает следующие виды или этапы испытаний: - предварительные; - опытная эксплуатация; - приемочные.
При этом пусконаладочные работы определены в качестве одного из этапов стадии "ввод в действие" и фактически отделены от испытаний. В п.7.5 данного ГОСТа указывается, что на этапе "пусконаладочные работы" проводят: автономную наладку технических и программных средств; загрузку информации в базу данных и проверку системы ее ведения; комплексную проверку всех средств системы. Такое определение пусконаладочных работ находится в явном противоречии с определением в СТО 1.1.1.03.003.0690-2006 [94], в котором говорится, что: "Пусконаладочные работы -комплекс работ по контролю, настройке и испытаниям оборудования, элементов, систем, обеспечивающий надежную и безопасную работу, достижение проектных параметров, ввод в эксплуатацию систем, оборудования и энергоблока в целом. Пусконаладочные работы на энергоблоке осуществляются в два периода: подготовительный и ввод в эксплуатацию".
Другое противоречие связано уже с применением терминов "автономные" и "комплексные" для видов испытаний. Так ГОСТ 34.603-92 [46] для автоматизированных систем определяет, что автономные испытания охватывают части автоматизированных систем, а комплексные испытания проводят для групп, взаимосвязанных частей автоматизированной системы или для автоматизированной системы в целом. В этом же стандарте указывается, что комплексные испытания проводят на этапе предварительных испытаний путем выполнения комплексных тестов. После этих испытаний автоматизированная система принимается в опытную эксплуатацию. Однако в стандарте [94] термин "автономные" испытания вообще не используется, а приводится определение "индивидуальных" испытаний элементов системы, которые означают: "Пусконаладочные работы по контролю, настройке, проверке работоспособности отдельных элементов систем, обеспечивающие выполнение требований, предусмотренных технической документацией на испытуемый элемент системы". Этот же стандарт представляет комплексное опробование системы как "совокупность испытаний по проверке работоспособности системы в режимах ее работы, проверка которых предусмотрена проектом, программой и методикой испытаний".
Поскольку стандарт [94] регламентирует терминологию для пусконаладочных работ на АЭС с ВВЭР и, таким образом, более конкретизирован под исследуемый объект, то логично при проведении работ и на автоматизированных системах придерживаться терминологии данного стандарта с учетом некоторых особенностей последних. Именно поэтому автором предлагается для использования в дальнейшем следующее определение для комплексных испытаний СВРК: "Комплексные испытания СВРК - совокупность испытаний по проверке правильности функционирования системы на соответствие проектным характеристикам и определению достоверности выходной информации СВРК в реальных эксплуатационных состояниях, реализуемых на всех этапах ввода энергоблока в эксплуатацию. Комплексными испытаниями СВРК являются также работы по экспериментальному определению значений констант, используемых в базе данных СВРК, и работы по оценке качества монтажных работ, предусматривающие создание специальных режимов работы РУ".
Представление объема комплексных испытаний СВРК невозможно без их привязки к программам ввода в эксплуатацию и регламентам безопасной эксплуатации энергоблоков. В качестве примера возьмем энергоблоки с серийной РУ проекта В-320, которые в настоящее время имеют наибольшее распространение среди эксплуатируемых энергоблоков с ВВЭР. Необходимость проведения комплексных испытаний СВРК практически на всех этапах ввода в эксплуатацию определяется тем, что специфика режимов работы РУ на разных этапах не позволяет оценить критерии успешности для всех проверяемых параметров на ранних этапах. Полученный в результате рассмотрения особенностей этапов ввода в эксплуатацию [36] предлагаемый объем проведения комплексных испытаний СВРК включает: 1) На подэтапе "Холодно-горячая обкатка" этапа "Предпусковые наладочные работы": - испытания СВРК в части функций контроля состояния РУ и проверка достоверности выходной информации по общетехнологическим параметрам; - испытания СВРК в части функций контроля температуры теплоносителя 1-го контура; - испытания по определению распределений температуры теплоносителя 1-го контура на входе в активную зону 2) На этапе "Физический пуск": - испытания СВРК в части функций контроля состояния РУ и проверка достоверности выходной информации по общетехнологическим параметрам; - испытания СВРК в части функций контроля температуры теплоносителя 1-го контура; - испытания по определению распределений температуры теплоносителя 1-го контура на входе в активную зону; - проверка передачи пакета корректирующей информации от вычислительного комплекса верхнего уровня СВРК (ВК ВУ СВРК) в программно-технический комплекс защиты (ПТК-3). 3) На подэтапе "Освоение уровня мощности 10-12% от номинальной мощности" этапа "Энергетический пуск": - испытания СВРК в части функций контроля состояния РУ и проверка достоверности выходной информации по общетехнологическим параметрам; - испытания СВРК в части функций контроля температуры теплоносителя 1-го контура; - испытания СВРК в части функций контроля распределения энерговыделения в активной зоне. 4) На подэтапе "Освоение уровня мощности 20-30% от номинальной мощности" этапа "Энергетический пуск"; - проверка правильности формирования и передачи сигналов защиты по внутриреакторным локальным параметрам. 5) На подэтапе "Освоение уровня мощности 40-50% от номинальной мощности" этапа "Энергетический пуск": - проверка соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков на средствах отображения информации СВРК; - испытания СВРК в части функций контроля состояния РУ и проверка достоверности выходной информации по общетехнологическим параметрам.
Методика испытаний по определению температурного поля теплоносителя на входе в активную зону
Кроме этих факторов на точность показаний влияют погрешности измерительных средств и расчетных методик. Особо следует указать методические погрешности, которые не связаны напрямую с погрешностью измерительных каналов. Как показывает накопленный опыт, эти погрешности каналов контроля температуры теплоносителя наиболее трудно поддаются оценкам и зависят от возможностей корректной формализации и интерпретации получаемых данных с учетом места расположения термодатчика, конструктивных особенностей РУ и ее теплогидравлических характеристик в разных местах и при разных эксплуатационных состояниях.
Методы и способы испытаний по проверке и тарировке температурного контроля теплоносителя 1-го контура в режимах работы РУ "без мощности" Эксплуатационные состояния, соответствующие режимам работы РУ "без мощности", это "горячее" состояние и состояние "реактор на МКУ" [17, 18]. Данные состояния с точки зрения получения оценок работы функций термоконтроля теплоносителя 1-го контура являются ключевыми. В этих состояниях влияние энерговыделения в активной зоне на температуру теплоносителя пренебрежимо мало и в тоже время температура теплоносителя в первом контуре близка к номинальным значениям. Следовательно, в таких состояниях обеспечиваются наиболее подходящие условия для проверки и тарировки измерительных каналов подсистемы термоконтроля. В данном случае под тарировкой измерительного канала понимается определение и оценка необходимости введения в его показания индивидуальных поправочных коэффициентов. Необходимость и целесообразность проверок и тарировок подсистем термоконтроля теплоносителя 1-го контура доказана многолетним опытом пусконаладочных работ и эксплуатации на всех энергоблоках с ВВЭР [6, 19, 20, 51, 54, 59, 61]. На основе этого опыта и анализа собственных результатов при выполнении данных работ [57, 58, 64, 65, 69, 71- 74, 92] автором ниже предлагается оптимизированная методика проверки и тарировки температурного контроля в режимах работы РУ "без мощности".
Используемый метод проверки и тарировки термоконтроля основан на точном определении температуры теплоносителя 1-го контура, когда режим работы РУ соответствует условиям теплового равновесия теплоносителей 1-го и 2-го контуров. Для целей тарировки требуются либо образцовые термодатчики, либо косвенный способ определения температуры теплоносителя 1-го контура. Поскольку установка дополнительных датчиков, как правило, проектами не предусматривается, то в качестве образцовых термодатчиков принимаются штатные ТС, устанавливаемые в холодных и горячих нитках петель 1-го контура. Примером специальной тарировочной системы можно считать прецизионную систему измерений температуры на АЭС "Моховце" и "Богунице" с ВВЭР-440 в Словакии [86]. Однако положительные свойства данного подхода [83, 85] не получили широкого распространения, по-видимому, как с учетом экономической составляющей, так и технической целесообразности эксплуатации такой системы в качестве штатной. В полной мере задача периодических тарировок при этом не решается, поскольку необходимы и повторные градуировки самих ТС (предварительно извлеченных из своих мест установки и дезактивированных) на специальной лабораторной установке. Поэтому в качестве альтернативного способа иногда используется способ косвенного определения температуры теплоносителя 1-го контура по давлению пара в ПГ, измеряемому специально устанавливаемыми образцовыми манометрами [61]. Как показывает опыт проведения подобных испытаний, в том числе и выполненных автором [57, 58], усредненные показания петлевых ТС обычно мало отличаются (не более 0.4 С) от температур, определенных указанным косвенным способом.
Наряду со своими преимуществами косвенный способ определения температуры теплоносителя 1-го контура обладает и значительными недостатками, а именно: - требуется привлечение дополнительных нештатных образцовых средств измерения давления, которые предварительно должны быть аттестованы по своему высокому классу точности: - для установки образцовых манометров отсутствуют резервные точки контроля, и поэтому требуется отключение штатных каналов измерения. Как правило, для этого используются плюсовые линии измерения уровня котловой воды в ПГ и, таким образом, на период подготовки и проведения испытаний требуется отключать штатные каналы контроля с соответствующими организационными и техническими мероприятиями (техническое решение, оформление наряда и допуска в помещение КИПиА и т.д.); - требуется корректный расчет и учет температурного напора на трубчатке ПГ при определении температуры теплоносителя 1-го контура по зависимости между температурой котловой воды и давлением в ПГ на линии насыщения; - применение образцовых манометров исключает возможности автоматизации регистрации и обработки результатов измерений. Таким образом, можно сказать, что в настоящее время информация о давлении пара в ПГ применяется, как правило, для сравнительного анализа и дополнительного контроля условий проведения испытаний. Применение косвенного способа на основании показаний образцовых манометров становится целесообразным при возникновении больших отличий в показаниях ТС между собой и с контрольными значениями температур, определенных по давлению пара в ПГ, измеряемому штатными средствами контроля [20]. Следующими важными обстоятельствами, определяющими предлагаемую автором методику проверки и тарировки температурного контроля в режимах работы РУ "без мощности" являются: - для повышения представительности оценок термоконтроля следует использовать данные на нескольких уровнях температуры 1-го контура; - по технологическим особенностям (определенные трудности в поддержании строгого стационарного состояния по температуре) в испытания следует включать как стационарные состояния, так и хорошо обеспечиваемые при разогреве теплом работающих ГЦН состояния с линейно изменяющейся температурой 1-го контура.
Оптимизация испытаний по проверке соответствия координат датчиков термоконтроля и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в ПТК СВРК
По данным рисункам видно, что большинство поправок находятся в интервале от -1.5 С до 0.9 С. Минимальная величина поправки составляет -2.1 С, максимальная величина поправки составляет 1.3 С. СКО от "реперной" температуры теплоносителя 1 контура в режимах тарировки (до введения поправок в БД) составило (0.65 - 0.78) С. Зависимость от температуры для большинства каналов практически отсутствовала. Поэтому была дана рекомендация о вводе в БД поправок, полученных усреднением поправок, определенных на разных уровнях температур на этапе физпуска. Низкие уровни температур в режимах I и II в отличие от рекомендованных объясняются тем, что "горячее" состояние для проекта В-320 начинается с более низких температур, а также особенностями состояния оборудования и технологического процесса на момент проведения испытаний.
По представленным результатам хорошо заметно, что при вводе в эксплуатацию энергоблока №3 Калининской АЭС наблюдалась существенная зависимость поправок от времени для большинства каналов контроля с ТП. Проверка на подэтапе освоения уровня мощности 75%NHOM, когда прошло около 4-х месяцев после тарировки при физпуске и эффективное время работы реактора составляло около 30 эфф. суток, показала, что большинство поправок сместились в сторону отрицательных значений на величину 0.6 С в среднем. При этом видно, что если в первое время после тарировки СКО от "реперной" температуры теплоносителя 1-го контура составляло 0.24 С, то спустя 4 месяца это значение составило 0.69 С и практически приблизилось к значению СКО без тарировки, равного 0.75 С. Ввиду такого значительного повышения погрешности после этой проверки было рекомендовано ввести в БД скорректированные поправки на показания каналов контроля с ТП. Проверка на подэтапе освоения уровня мощности 100%NHOM, когда прошло около 4-х месяцев после корректировки поправок и эффективное время работы реактора составляло около 96 эфф. суток, показала, что поправки, за исключением 2-х каналов, практически не изменились. СКО от "реперной" температуры теплоносителя 1 контура составило 0.17 С. Отмеченная особенность поведения поправок ТП объяснялась тем, что используемые ТП были поставлены без предварительного отжига в условиях близких к рабочим параметрам. В ходе освоения проектной мощности, когда отжиг в естественных условиях завершился, зависимость от времени перестала быть значимой. В дальнейшем, исходя из особенностей промышленной эксплуатации энергоблока, когда состояние, удовлетворяющее условиям тарировки термоконтроля, может быть только, как правило, один раз за кампанию, было предложено для замены неработоспособных или выработавших ресурс ТП требовать поставки уже отожженных ТП.
Распределения поправок и дополнительных поправок, полученных по результатам аналогичных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Тяньваньской АЭС, приведены на рис.2.6. для следующих состояний: - режим 1-а - перед первым выводом реактора в критическое состояние, "горячее" состояние, Т1 к =278 С, - режим I-6 - после ППР-1, "горячее" состояние, Т1к =281 С; режим І-в - после ППР-2, "горячее" состояние, Т1к =279.8 С.
По этому рисунку видно, что для данного энергоблока полученные на этапе физпуска поправки носили систематический характер. При последующих тарировках характер распределения дополнительных поправок можно считать случайным, что свидетельствовало об отсутствии изменения характеристик анализируемых каналов контроля в течение времени наблюдения. Исходя из этого, поправки в БД СВРК, за исключением нескольких каналов в течение всей первой кампании не изменялись. -поправка, режим 1-а -доп. поправка, режим 1-6 -доп. поправка, режим 1-в Проверка каналов температурного контроля в квазистационарных состояниях с определением поправок внесена автором на данных энергоблоках в состав эксплуатационных испытаний, которые требуется проводить каждый раз перед выводом реактора в критическое состояние после остановов свыше 2-х суток
Для более полной автоматизации работ по обработке первичной информации при промышленной эксплуатации автором предложено применять с учетом особенностей используемого алгоритма (позволяет обрабатывать только стационарные состояния) сервисную функцию "процедура уточнения градуировочных характеристик первичных преобразователей температуры СВРК , входящую в состав ППО ВК ВУ модификации СВРК, примененной на данных энергоблоках. Для дальнейшего развития и универсализации сервисных функций предложено использовать вышеописанный авторский алгоритм обработки данных испытаний, который успешно прошел верификацию при вводе в эксплуатацию энергоблока №3 Калининской АЭС и энергоблоков №1, 2 Тяньваньской АЭС [97, 98].
