Комплексный метод верификации и валидации информационно-измерительной и управляющей системы процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа

• Автор: Калинушкин, Андрей Евгеньевич
• Шифр специальности: 05.11.16
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2010
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 150 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ

Обозначения и сокращения

Введение

Глава 1. Анализ нормативной базы и опыта верификации и валидации ИИУС для

Глава 2, Исследование проек тных решений по СВРК-М для АЭС ВВЭР-1

Глава 3. Разработка комплексного метода верификации и валидации решений для

ИИУС, предназначенного для мониторинга эксплуатации активной зоны

АЭС с ВВЭР

Глава 4. Опыт применения комплексного метода верификации и валидации при

создании и внедрении СВРК-М

Список литературы
Приложение
Термины и определения

Обозначения и сокращения
лз аварийная защита
ЛЮ ІП аппаратура контроля нейтронного потока
лс ав томатизированная система
АСУ Т1І автоматизированная система управления технологическими процессами
ЛЦІІ аналогово-цифровой преобразователь
АЭС томная электрическая станция
БВВ блок ввода-вывода
БД база данных
1331' блок защитных груб
БПУ блочный пульт управления
БУП блок управления процессом
ВВЭР водо-водяной энергетический реактор
ВИУР ведущий инженер управления реактором
В К вычислительный комплекс
ВМІІО внешнее математическое программное обеспечение
ВРІІІД внутриреакторная шумовая диагностика
ВУ верхний уровень
ГЦН главный циркуляционный насос
ГІДНА главный циркуляционный насос агрегатный
пдт главный циркуляционный трубопровод
ДГІЗ датчик прямой зарядки
ЕСКД единая система конструкторской документации
ЕСГІД единая система программной документации
ИИУС информационно-измерительная и управляющая система
кгтн конденсатный газо-турбинный насос
КИУМ коэффициент использования установленной мощности
кэ комплекс электрооборудования
лс: локальная есть
МИФИ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)
ІІЖМД накопитель на жестких магнитных дисках
НИ11 сниип Научно-исследовательский центр «СНИИП»
І-ІТЦ ЯРБ Научно-технический центр ядерной и радиационной безопасности
ОИЛЭ объект использования атомной энергии
ОР орган регулирования
ОС операционная система
пвд подогреватель высокого давления
111’ парогенератор
пз предупредительная защита
пми программа и методика испытаний
ПНР пуско-иаладочные работы
по программное обеспечение
ппо прикладное программное обеспечение
ППР плано-предупредитсльный ремонт
пси НТК приемо-сдаточные испытания
программно-технический комплекс
ПТК-ІІУ ПТК нижнего уровня
птс программно-технические средства
ГІФ программа функционирования
пч представительная часть
ПЭЛ поглощающий элемент
РМОТ рабочее место оператора-технодога
РУ реакторная установка
СВБУ система верхнего блочного уровня
СВРД сборка внутриреакторных детекторов
СВРК система внутрирсакторного контроля
СВУ серверное вычислительное устройство
скл система комплексного анализа и информационной поддержки
СК-ІІУ сіанция контроля нижнего уровня
ско среднеквадратичное отклонение
СКУ ПЭ система контроля и управления нормальной эксплуатацией
СКУД система контроля, управления и диагностики
СГІО системное программное обеспечение
ссди сервисная станция дежурного инженера
СУЗ система управления и защиты
твс тепловыделяющая сборка
твсл тепловыделяющая сборка альтернативная
ТВЗЛ тепловыделяющий элемент
тз техническое задание
ГГІТС типовая программируемое техническое средство
ТЭП термоэлектрический преобразователь
УФС устройство файл-сервер
ЯЗУ ядерная энергетическая установка

— простота и технологичность изготовления и хорошие механические и химические свойства, а также наличие подготовленной базы для промышленного производства.
Конструктивно ДПЗ [17] состоит из эмиттера и коллектора, между которыми находится изолятор. При облучении нейтронами эмиттер излучает электроны, которые через изолятор попадают на коллектор и образуют во внешней цепи электрический ток, который но кабелю выводится за пределы корпуса реактора и передаеюя и аппаратуру НТК-НУ С-ВРК. Ток, который вырабатывает ДПЗ при его облучении в реакторе, состоит из нескольких компонент. Одна из них - активационная, вызванная ядерными превращениями при активации ядра родия нейтронами. Этот активационный компонент составляет основную часть выходного сигнала ДПЗ. Кроме того, часть тока ДПЗ обусловлена электронами, образующимися на эмиттере под воздействием у-излучения в результате фо1 «эффекта и комптон-эффскта. Б образовании этой компоненты участвует как внешнее у-излучение, так и у-излучение, образующееся при активации ядра родия нейтронами. ЭIа компонента составляет обычно 6-^-7 % активационной составляющей.
Третья составляющая сигнала ДПЗ обусловлена током, образующимся в линии связи ДПЗ при воздействии на нее внутриреакторных излучений. Этот так называемый фоновый компонент пропорционален длине линии связи, находящейся в активной зоне. Для ВВЭР-1000 данная составляющая доходит до 10% общего тока ДПЗ. Чтобы скомпенсировать ес влияние, в линии связи ДПЗ предусмотрена вторая (фоновая) жила, вырабат ывающая фоновый ток, который в измерительной аппаратуре вычитается из тока основной (сигнальной) жилы.
Ток ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения. Переход от тока ДПЗ к энерговыделеншо в месте его размещения осуществляется с помощью функции, коэффициенты которой определяются заранее с помощью многогрупиовой спектральной программы ТВС-М [18]. Погрешность переходной функции, на основании тестовых расчетов по программе ТВС-М. составляет 2% |19]. Далее с помощью программного обеспечения по показаниям всех ДПЗ осуществляется восстановление ноля энерговыделения 11 объеме активной зоны.
Основной структурной единицей ПТК-НУ СВРК-М является устройство информационно-измерительное УИ-174Р - представитель типоразмерного ряда
аппаратуры СВРК (Гиндукуш-М) для АЭС с РУ типа ВВЭР [20].
Данная аппаратура является результатом реализации технических решений, проверенных большим опытом эксплуатации в составе СВРК на АЭС. Она успешно прошла (в соответствии с российскими нормативными документами) процедуру