Курсовой СВРК

Министерство образования Республики Беларусь
Учреждение Образования
«Белорусский государственный университет информатики и радиоэлектроники»
Факультет радиотехники и электроники
Кафедра: Электроники
Дисциплина: «Электронные и информационно-управляющие системы
физических установок»
ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА
к курсовой работе
на тему
«Система внутриреакторного контроля»
Выполнил студент гр. 544101
Специальности ЭЛИУС
Тарасовец А.И.
Проверил: Сацук С.М.
Оценка: ________________
________________________
(подпись)
________________________
(дата)
Минск
2018
Учреждение образования
«Белорусский государственный университет информатики и
радиоэлектроники»
Факультет радиотехники и электроники
УТВЕРЖДАЮ
Заведующий кафедрой
_______________Сацук С.М.
_______________2018 г.
ЗАДАНИЕ
по курсовой работе
Студенту Тарасовец Антон Иванович
1. Тема работы Система внутриреакторного контроля
2. Срок сдачи студентом законченной работы:
3. Исходные данные к работе:
1.Внутренний диаметр трубопровода: 300 мм
2.Материал трубопровода: Чугун
3.Тип сужающего устройства: Труба Вентури
5.Материал сужающего устройтсва: СтX14H16Б
6.Допустимая потеря давления на СУ: 0,04 МПа
7.Вид измеряемой среды: Пар
8.Абсолютное давление: 0,7 Мпа
9.Температура: 160℃
10.Плотность: 0,836 кг/м3
11.Тип дифманометра: «Сапфир»
12.Тип вторичного прибора: КСП
13.Единицы шкалы вторичного прибора: т/ч
14.Максимальный расход при н.у: 30 т/ч
15.Минимальный расход при н.у: 20 т/ч
3 мая 2018г.
4. Содержание расчётно-пояснительной записки (перечень вопросов, которые
подлежат разработке):
Введение.
1. История СВРК
2.Современная СВРК.
3. Наладка СВРК.
4. Алгоритмы СВРК.
5. Расчет расходомера переменного перепада давления
Заключение.
Список используемых источников.
Руководитель
Задание принял к исполнению
Сацук С.М
СОДЕРЖАНИЕ
Введение…………………………………………………………………...5
1.История СВРК………………………………………………………….…6
1.1 Становление и развитие систем ВРК для ВВЭР………..…………..6
1.2 СВРК первого поколения (прототипы СВРК)………………..…...6
1.3СВРК второго поколения…………………...................……………..7
1.4 СВРК нового поколения………………………………………….…8
2.Современная СВРК……………………………………………………...10
2.1 Назначение СВРК……………………………………………………10
2.2 Задачи СВРК………………………………………………..………..10
2.3 Функции СВРК……………………………………………...……….10
2.4 Состав СВРК………………………………………………...……….12
3.Наладка СВРК…………………………………………….……………..17
4.Алгоритмы СВРК………………………………………………………..20
4.1 Предварительная обработка сигнала……………………………….20
4.2 Защиты по внутриреакторным локальным защитам……..……….21
1.3 Восстановленное поле энерговыделения………………….……….22
1.4 Алгоритм расчета средневзвешенной тепловой мощности………24
Расчет расходомера переменного перепада давления……………..….27
1.5 Исходные данные……………………………………………...…….27
1.6 Выполнение расчета…………………………………………....……27
Заключение……………………........................................................……33
Список используемых источников………………….………………….34
Введение
В данной курсовой работе будет рассмотрена основная система для
контроля
и анализа процессов внутри реактора. А именно система
внутриреакторного контроля, и его современная модель СВРК-М.
Будет рассматриваться история создания и становления СВРК для
реакторов ВВЭР, также ее назначение и как обеспечивается контроль
важнейших параметров, связанных с безопасностью эксплуатации реакторной
установки.
Также рассмотрим какова необходимость в постоянном контроле полей
энерговыделения и температур, основных технологических параметров при
различных режимах работу РУ, в том числе и в случае отказа основного
технологического оборудования и других нештатных ситуаций.
Назначение и задачи, которые СВРК исполняет в полном объеме для поддержания
нормальной работы реакторной установки, контроля за главными технологическими
процессами, и принятие важных решений при выходе реактора из нормальной работы,
необходимых для выравнивания работы и ее поддержания до того времени, пока
человек не предпримет решения .
Наладка СВРК подразумевает под собой ряд специальных проверок и
испытаний в разных эксплуатационных состояниях для корректного
функционирования системы и настройки ее базы данных .
Также будут рассмотрены некоторые алгоритмы СВРК,такие как
обработка сигналов, защиты по внутриреакторным локальным защитам и т.д
В последнем пункте будет рассчитан расходомер переменного перепада
давления для заданного варианта.
1. История СВРК
1.1 Становление и развитие систем ВРК для ВВЭР
Становление и развитие систем внутриреакторного контроля (СВРК)
неразрывно связано с ростом требований надежного контроля распределения
5
энерговыделения в активной зоне. В свою очередь это требование
определялось увеличением удельных нагрузок и геометрических размеров
активных зон для повышения единичной мощности реакторов и роста их
конкурентоспособности
в
секторе
промышленного
производства
электрической энергии. Рост удельных нагрузок вынуждает до минимума
сокращать запасы между текущими и максимально допустимыми значениями
основных параметров, характеризующих теплотехническую надежность АЭС.
При этом для реакторов с водяным теплоносителем, т.е. и для ВВЭР, всегда
существует угроза возникновения кризисных явлений в процессе теплосъема.
Кроме этого, естественно, характеристика и структура комплексов
технических средств разных поколений СВРК зависели от соответствующего
для конкретного периода состояния измерительной и вычислительной
техники и возможностей по использованию передовых достижений в этих
областях.
1.2 СВРК первого поколения (прототипы СВРК)
Для первых промышленных реакторов непременным условием
безопасности эксплуатации считалось оснащение всех ТВС средствами для
определения мощности теплотехническими средствами, как наиболее
развитыми на тот период. Таким образом, можно сказать, что СВРК первого
поколения или точнее прототипы СВРК, как правило, представляли массовые
прямые теплотехнические измерения для определения мощностей и
относительных мощностей ТВС без широкого использования специальной
измерительной и вычислительной аппаратуры для автоматизации и
оперативности контроля. Данные системы обладали существенными
недостатками: инерционностью, ограниченностью диапазона измерения,
отсутствием
возможности
контроля
объемного
распределения
энерговыделения в активной зоне. Последний недостаток начал частично
компенсироваться применением сборок ДПЗ в нескольких ТВС и
периодическими специальными измерениями энерговыделения с помощью
активационных детекторов.
Так, в конце 60-х – начале 70-х годов прошлого века для первых ВВЭР-440 в
СНИИП была разработана активационная система контроля распределения
нейтронного потока по высоте и радиусу активной зоны РПН2-04. В этой
системе контроль осуществлялся путем активации в вертикальных каналах
стальной проволоки, содержащей марганец, при непрерывном контроле
плотности потока нейтронов в каждом из этих каналов с помощью ДПЗ-1п.
Общее число каналов контроля равно 12. Далее, во внутриреакторном
контроле нейтронного потока в реакторах типа ВВЭР происходило
использованию только сборок ДПЗ с эмиттерами из различных материалов.
Например, для ВВЭР-440 также первых проектов использовали ДПЗ-1М с
6
родиевым эмиттером и ДПЗ-4п с ванадиевым эмиттером, расположенных по
высоте активной зоны. Число родиевых ДПЗ – от 4 до 7, число ванадиевых –
от 1 до 2. Всего в реакторе устанавливалось 12 сборок описанного типа.
Сигналы от ДПЗ, а также от термопар, размещенных в активной зоне,
регистрировались аппаратурой СПН2-01.
1.3 СВРК второго поколения
Полноценные СВРК, т.е. автономно управляемые специализированные
комплексы программно-технических средств разных модификаций (с
особенностями для конкретных реакторов), начали включать в проекты
серийных энергоблоков (В-213) с реакторами ВВЭР-440 и в первые проекты
ВВЭР-1000 (В-187, В-302, В-338) с конца 70-х годов прошлого века. В это
время разработчиками и изготовителями (ИАЭ им. И.В. Курчатова, СНИИП,
Приборный завод "Тензор") на основе магистрального канала связи ВЕКТОРКАМАК, получившего широкое распространение в СССР и за рубежом, была
создана унифицированная электронная аппаратура СВРК-01 "Гиндукуш". Эта
аппаратура позволяла (с учетом конкретных проектов реакторов типа ВВЭР и
дальнейшей их модернизации) изменять технические характеристики и
программы путем добавления новых или замены старых устройств без
изменения структуры системы в целом. Кроме этого, данная аппаратура
обеспечивала возможность работы системы в автономном режиме, т.е. без
внешней ЭВМ, хотя это и ограничивало частично функциональные
возможности.
В качестве внешней ЭВМ для вычислительного комплекса СВРК,
обеспечивающего полное восстановление поля энерговыделения в объеме
активной зоны и расширяющего другие функциональные возможности, была
использована ЭВМ типа СМ-2М производимой в НПО "Импульс". Выбор типа
внешней ЭВМ для СВРК определялся ориентацией на технические средства
линии СМ2, принятых для блочных информационно-вычислительных
комплексов всех АЭС с ВВЭР-1000. Функционирование вычислительного
комплекса СВРК обеспечивалось внешним математическим программным
обеспечением, которое для серийных ВВЭР-1000 получило название
"Хортица".
Таким образом, можно сказать, что наибольшее развитие данные
системы получили для проектов серийных энергоблоков (В-320) с реакторами
ВВЭР-1000. Расширение функций СВРК, а также увеличение номенклатуры и
количества сигналов датчиков, установленных на серийных реакторах ВВЭР1000, потребовало введения в состав аппаратуры СВРК дополнительного
оборудования и соответствующей модернизации программного обеспечения.
С другой стороны, быстрое развитие микроэлектроники, появления новых
микросхем большой интеграции, в том числе микропроцессорных, позволяло
провести модернизацию ряда основных блоков аппаратуры, существенно
7
повысив ее технические характеристики и надежность. Учитывая эти факторы
в 1983-1985 г.г. была проведена модернизация аппаратуры СВРК-01. На
многих энергоблоках данные системы работают и по нынешнее время.
1.4 СВРК нового поколения
Это современные СВРК нового поколения, которые вобрали в себя все
положительные характеристики СВРК предыдущих поколений и построены
на базе последних достижений в сфере программно-технических средств и
информационных технологий. Данные системы ставятся на действующих
энергоблоках как с ВВЭР-440, так и с ВВЭР-1000 при проведении
мероприятий по модернизации оборудования в связи с продлением ресурсов
и/или повышением установленной номинальной мощности реактора.
Соответственно СВРК нового поколения вошли в новые проекты
энергоблоков с ВВЭР-1000 повышенной безопасности (В-428, В-446, В-412),
а также для проектов АЭС-2006 с реакторами ВВЭР-1200, которые
сооружаются на новых площадках Нововоронежской и Ленинградской АЭС
Распад СССР и переход в дальнейшем на рыночную экономику
способствовало тому, что в настоящее время на разных энергоблоках с ВВЭР
в РФ и за рубежом эксплуатируются СВРК нового поколения разных
модификаций, поставляемых разными изготовителями, как относительно
программного обеспечения, так и относительно технических средств. Однако
общими принципиальными характеристиками всех СВРК нового поколения, в
основном, являются:





существенное расширение количества обрабатываемой цифровой и
аналоговой информации за счет подключения большого объема новых
каналов контроля и обмена информации с другими блочными системами
и подсистема контроля и управления для обеспечения комплексного
анализа текущего состояния и прогнозирования развития процессов в
активной зоне реактора и РУ в целом;
повышение быстродействия за счет применения более совершенных
функциональных блоков обработки сигналов и специального
программного обеспечения для устранения эффектов запаздывания;
повышение точности за счет использования, как первичных
преобразователей, так и измерительной аппаратуры более высоко класса
точности, а также усовершенствованных алгоритмов обработки;
повышение надежности за счет выполнения аппаратуры в соответствии
с требованиями, предъявляемыми к системам защиты, применения
надежных операционных систем и введения развитых процедур
самодиагностики;
расширение функциональных возможностей, включая защитные и
управляющие функции;
8


более совершенные системы архивизации и представления оперативной
информации на устройствах отображения информации;
интеграция СВРК в общеблочные АСУ ТП или СКУ.
Таким образом, СВРК нового поколения являются сложными системами
как по структуре, так и по используемым программно-техническим средствам.
Исходя из этого, очевидно, что для успешной промышленной эксплуатации
такие системы требуют проведения расширенного комплекса специфичных
пусконаладочных работ на этапах ввода энергоблока в эксплуатацию,
выполняемых специализированным предприятием с большим опытом
проведения
подобных
работ.
Таким
предприятием
является
"Нововоронежатомтехэнерго" - филиал ОАО "Атомтехэнерго"
2. Современная СВРК
2.1 Назначение СВРК
Система внутриреакторного контроля (СВРК) является одним из
основных элементов, обеспечивающих контроль важнейших параметров,
связанных с безопасностью эксплуатации реакторной установки. СВРК
9
предназначена для обеспечения контроля активной зоны реактора на основе
внутриреакторных измерений с целью безопасной и экономичной
эксплуатации реакторной установки. В процессе эксплуатации энергоблока
возникает необходимость в постоянном контроле полей энерговыделения и
температур, основных технологических параметров при различных режимах
работу РУ, в том числе и в случае отказа основного технологического
оборудования и других нештатных ситуаций.
СВРК является комплексной автоматизированной системой, входящей в
состав системы контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-320
четвертого энергоблока Калининской АЭС. СВРК представляет собой
автономную,
функционально
законченную
систему,
связанную
информационными потоками с подсистемами СКУД и внешними системами
энергоблока.
2.2 Задачи СВРК
СВРК предназначена для решения следующих основных задач:




контроль нейтронно-физических и теплогидравлических параметров
активной зоны реактора, параметров теплоносителя первого и второго
контуров (в объеме задач решаемых СВРК), включая контроль за
распределением энерговыделения в объеме активной зоны;
формирования и передачи в АЗ-ПЗ УСБИ сигналов защиты АЗ, ПЗ-1,
ПЗ-2 по локальным параметрам активной зоны реактора (линейное
энерговыделение в твэлах, запас до кризиса теплообмена) в диапазоне
мощности реактора от 35 до 115 % от номинальной;
передача в СВБУ параметров, определяющих текущее состояние
активной зоны реактора, сигнализация оперативному персоналу на БПУ
об отклонении за допустимые пределы параметров, определяющих
эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации РУ и о
неисправностях в ПТС;
внутриреакторной шумовой диагностики.
2.3 Функции СВРК
СВРК в соответствии с назначением и задачами обеспечивает
выполнение управляющих, информационных и вспомогательных функций.
Управляющие функции СВРК включают:

сбор дискретных и аналоговых сигналов датчиков, входящих в состав
СВРК, участвующих в расчете линейного энерговыделения твэлов по
объему активной зоны и запаса до кризиса теплообмена;
10



предварительную обработку и проверку достоверности полученной
информации (проверку границ и/или скорости изменения аналоговых
сигналов);
расчет линейного энерговыделения и запаса до кризиса теплообмена;
формирование и выдачу в АЗ-ПЗ УСБИ сигналов защиты АЗ, ПЗ-1, ПЗ2 при превышении допустимых значений по линейному
энерговыделению и запасу до кризиса теплообмена.
Информационные функции включают:













сбор аналоговых и дискретных сигналов от датчиков, входящих в состав
СВРК, и общеблочных датчиков, характеризующих состояние активной
зоны реактора, первого и второго контуров (в объеме задач СВРК);
предварительную обработку (преобразование в цифровой код,
масштабирование, фильтрацию и линеаризацию) аналоговых сигналов;
проверку достоверности полученной информации (проверку границ
и/или скорости изменения аналоговых сигналов);
расчет параметров и показателей, определяющих текущее состояние
активной зоны реактора и контролируемого оборудования РУ;
обнаружение, регистрацию и отображение на мониторах СВРК
отклонений от заданных пределов параметров и показателей состояния
активной зоны реактора и контролируемого оборудования РУ, с выдачей
обобщенной информации в СВБУ;
подготовку и передачу данных в СВБУ энергоблока для
информационной поддержки оператора на БПУ;
прием информации от СВБУ и систем АСУ ТП (через ВК СВРК),
необходимой для функционирования СКУД;
обмен информацией с подсистемами СКУД;
информационную поддержку персонала в части управления
распределением энерговыделения в активной зоне, мощностью,
включая информацию о требуемом изменении концентрации борной
кислоты;
представление по запросу на экранах мониторов СВРК параметров и
показателей, определяющих текущее состояние активной зоны реактора
и контролируемого оборудования РУ;
накопление и долговременное хранение (архивизацию) значений
контролируемых параметров с возможностью вывода накопленных
данных по запросу оперативного персонала;
контроль нейтронных шумов с целью обнаружения локального кипения
теплоносителя в объеме активной зоны (внутриреакторная шумовая
диагностика);
документирование информации в виде протоколов текущих значений
параметров и показателей состояния активной зоны реактора и РУ в
целом с возможностью распечаток по запросу персонала.
11
Вспомогательные функции включают:





диагностирование программно-технических средств СВРК, связей
между ними и передачу в СВБУ обобщенных результатов
диагностирования;
выдачу сигнализации в УСБТ;
ведение единого времени с СВБУ;
организацию обмена информацией между ВК СВРК и системами АСУ
ТП (через СВБУ) по стандартным интерфейсам, принятым в рамках
СВБУ;
архивация
истории
работы
оборудования
ПТК
СВРК
(отказы/восстановления, вмешательство оперативного персонала) с
последующим выводом информации по запросу персонала.
2.4 Состав СВРК
Структура СВРК показана на рисунке 2.1.
Рис 2.1- Структура СВРК-М на блоке №4 Калининской АЭС
В состав СВРК входят:

первичные преобразователи внутриреакторного контроля нейтронного
потока в составе СВРД на основе ДПЗ типа КНИ5Б (расположение КНИ
в активной зоне приведено на рисунке 2.2);
12
Рис 2.2- Расположение каналов нейтронных измерений (КНИ) в
активной зоне на 4-м блоке Калининской АЭС

первичные преобразователи контроля температуры теплоносителя на
выходе ТВС и под крышкой реактора на основе ТП типа «К» с ИСХ
(расположение ТП в активной зоне приведено на рисунке 3);
13
Рис 2.3-Расположение термопар на выходе из активной зоны на 4-м
блоке Калининской АЭС



первичные преобразователи контроля температуры теплоносителя в
ГЦТ на основе ТП типа «К» с ИСХ ;
линии связи и вспомогательные устройства;
программно-технические средства (ПТС) СВРК, включая:
1) ПТК, выполняющий функции защиты активной зоны (ПТК-З), состоящий
из шести информационно-измерительных устройств УИ-174Р07 (два
комплекта по три УИ-174Р07) и предназначенный для приема и обработки
сигналов датчиков, формирования сигналов защиты активной зоны по
локальным параметрам (АЗ, ПЗ-1, ПЗ-2);
2) ПТК, предназначенный для реализации информационно-управляющих
функций (ПТК ИУ), состоящий из двух информационно-измерительных
устройств УИ-174Р08;
3) станцию контроля нижнего уровня (СК-НУ), реализованную на базе
станции контроля СК-08П-01, предназначенную для выполнения сервисных
функций ПТК-З и ПТК-ИУ, архивирования измеренных значений входных
сигналов, расчетных параметров и детальной диагностической информации,
поступающей из ПТК-З и ПТК-ИУ;
14
4) дублированную локальную сеть нижнего уровня (ЛС НУ) типа «CAN»,
предназначенную для обмена информацией между информационноизмерительными устройствами ПТК-З и между информационноизмерительными устройствами ПТК-ИУ;
5) вычислительный комплекс СВРК (ВК СВРК), состоящий из двух ВК, с
коммутаторами СВРК, предназначенный для восстановления поля
энерговыделения, расчета основных параметров РУ, контроля отклонения за
допустимые пределы параметров, определяющих безопасность эксплуатации
РУ, передачи информации в ССДИ, СВБУ, обмена информацией с
подсистемами СКУД. ВК СВРК №1 и ВК СВРК №2 реализованы на базе
серверного вычислительного устройства СВУ 08Р;
6) сервисную станцию дежурного инженера (ССДИ), реализованную на базе
СК 08П, предназначенную для выполнения сервисных функций ВК СВРК, а
также сервисного обслуживания СВРК;
7) два шлюза связи ШС-01Р-04 (канал «Ethernet») для связи ВК СВРК с СВБУ
и смежными системами АСУ ТП (прием информации от АКНП и выдача
информации в СЭК);
8) дублированную локальную сеть (ЛС) СВРК типа «Ethernet» с
коммутаторами и сетевыми устройствами, которая обеспечивает
информационную связь внутри ПТК СВРК, а также с подсистемами СКУД
(ЛС СКУД);
9) ПТК внутриреакторной шумовой диагностики (ПТК-ВРШД) состоящий из
двух
информационно-измерительных
устройств
УИ
183Р02
и
предназначенный для приема и предварительной обработки переменной
(шумовой) составляющей сигналов ДПЗ, а также для передачи
синхронизированных сигналов от ДПЗ (не менее, чем от двух СВРД) в систему
контроля вибрации (СКВ);
10) вычислительный комплекс (ВК) ВРШД, предназначенный для дальнейшей
обработки переменной составляющей токов ДПЗ, для передачи в ПТК-ВРШД
команд выбора двух любых СВРД, поступающих от СКВ, а также для
передачи в ВК СВРК обобщенной информации об аномалиях в активной зоне.
ВК ВРШД реализован на базе серверного вычислительного устройства СВУ
08Р 01;
11) пульт ВК ВРШД предназначенный для работы персонала, а также для
анализа результатов расчета ВК ВРШД;
15
12) клеммный шкаф ШК-05Р, обеспечивающий ввод сигнальных кабелей от
датчиков технологического контроля РУ, САКОР, сигналов от смежных
систем;
13) кроссовые оптические шкафы ШКОН-СТ, обеспечивающие переход с
магистрального оптоволоконного кабеля, прокладываемого между
помещениями, на оптоволоконный кабель, прокладываемый внутри и в
пределах одного помещения.
16
3. Наладка СВРК
СВРК является одной из основных подсистем в составе АСУ ТП
энергоблока АЭС. При своем создании на стадии ввода в эксплуатацию СВРК
проходит определенные этапы, которые регламентируются соответствующей
нормативной документацией с учетом специфических особенностей данной
системы и объекта, на котором она применяется. Основная особенность, это
то, что система может быть полностью смонтирована, налажена и испытана в
натурных условиях только на площадке АЭС. Таким образом, несмотря на то,
что все составные части проходят сдаточные испытания на
заводахизготовителях, монтаж конкретных первичных преобразователей, а
также соединение структурных единиц системы на конкретном энергоблоке
АЭС реальными линиями связи вносят в систему фактически новые элементы.
Эти элементы, естественно, влияют на конечные реальные характеристики
более чем 1000 измерительных каналов контроля СВРК. При этом, основные
из которых (каналы контроля температура теплоносителя и энерговыделения
в активной зоне) работают с сигналами низкого уровня (микроамперы и
милливольты соответственно). В свою очередь, большинство измерительных
каналов контроля, представляют информацию для последующего вычисления
значений многочисленных расчетных параметров. Причем эти параметры
являются, как правило, основными контролируемыми параметрами,
определяющими эксплуатационные состояния и пределы безопасной
эксплуатации энергоблока.
Кроме этого, важной особенностью является то, что функционирование
СВРК осуществляется по сложным вычислительным алгоритмам. Эти
алгоритмы требуют ряда специальных проверок и испытаний в разных
эксплуатационных состояниях для корректного функционирования системы и
настройки ее базы данных. К тому же СВРК не является полностью
автономной системой, а обладает многочисленными связями на физическом и
программном уровне с другими подсистемами АСУ ТП энергоблока, что
требует также соответствующих проверок.
Как и для всех систем энергоблока, пусконаладочные работы (ПНР) на
СВРК во время ввода энергоблока в эксплуатацию проходят в
последовательности и сроки, определяемые графиками ПНР различных
уровней. Однако, из-за особенностей состава СВРК не все ее элементы могут
быть собраны и, соответственно, проверены и испытаны в реальных условиях
одновременно и только на одном этапе ввода в эксплуатацию. Например,
установка и монтаж каналов контроля энерговыделения может быть проведена
только после загрузки штатной активной зоны, т.е. на этапе физического
пуска. В то время как, монтаж и проверка большинства каналов контроля
общетехнологических параметров и температурного контроля осуществляется
на этапе предпусковых наладочных работ.
17
Отмеченные особенности СВРК требуют качественного выполнения
всех требуемых проверок и испытаний в полном объеме на каждом из этапов
ввода в эксплуатацию подразделениями пусконаладочной организации
(например, филиал "Нововоронежатомтехэнерго" ОАО "Атомтехэнерго"),
специализирующихся именно на данном виде работ. Часть ПНР, связанных с
наладкой и проверкой комплекса технических средств СВРК и линий связи
выполняется цехом тепловой автоматики и измерений (ЦТАИ). Комплексные
проверки и испытания СВРК выполняются участком ВРК цеха физических и
динамических испытаний (ЦФДИ). При этом, исходя из особенностей СВРК,
под комплексными испытаниями СВРК подразумеваются комплексные
проверки правильности функционирования системы в соответствии с
проектной и нормативной документацией и определение достоверности
выходной информации СВРК в реальных эксплуатационных состояниях на
этапах ввода энергоблока в эксплуатацию. Кроме этого, к комплексным
испытаниям СВРК относятся испытания, требующие создания специальных
режимов, для экспериментального подтверждения правильности монтажа и
определения некоторых констант, используемых в базе данных прикладного
программного обеспечения СВРК.
Поэтапное выполнение полного объема комплексных испытаний СВРК
обеспечивает своевременное выявление и устранение монтажных ошибок и
несоответствий в алгоритмах функционирования, приводящих к
недостоверной выходной информации СВРК, которая играет важную роль для
оперативного персонала по адекватной оценке состояния РУ и принятия
оптимальных решений по управляющим воздействиям.
Используемые в настоящее время при вводе в эксплуатацию состав и
методики комплексных испытаний сложились на основе многолетнего опыта
проведения ПНР СВРК разных модификаций и на энергоблоках с реакторами
ВВЭР1000 и ВВЭР440 разных проектов. При проведении комплексных
испытаний используются следующие основные методы проверки
достоверности выходной информации СВРК:






статистическая обработка и оценка величин флуктуаций проверяемых
параметров;
сопоставление значений одних и тех же параметров, полученных в
разных каналах контроля СВРК;
сопоставление значений одних и тех же параметров, полученных в
СВРК со значениями из других подсистем АСУ ТП энергоблока;
оценка соответствия значений параметров эксплуатационным
состояниям и режимным значениям;
анализ поведения параметров в нестационарных состояниях при
проведении динамических испытаний энергоблока и при переходах
между эксплуатационными состояниями;
использование свойств симметрии топливных загрузок;
18

сравнение с расчетными данными.
В новых проектах энергоблоков с ВВЭР (АЭС-2006 и т.д.) значительно
расширяются функциональные возможности СВРК вместе с повышением
требований к надежности ее функционирования. Естественно, что эти
обстоятельства ещё больше увеличивают роль ПНР СВРК и требуют
разработки новых или усовершенствованных методов и видов комплексных
испытаний СВРК с применением современных информационных технологий.
19
4.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).
4.1. 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:
20
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;
𝑘с – 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).
4.2. Защиты по внутриреакторным локальным защитам
Одной из функций СВРК (ПТК-З) является формирование и выдача в АЗПЗ 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
21
(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;
𝑄т𝑖𝑗 - 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.
4.3. 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
22
диффузии нейтронов по схеме, принятой в программах расчета активной зоны
РУ:
Где 𝑘 2 – материальный параметр;
Ф – поток нейтронов.
Переход от потока нейтронов Ф к энерговыделению 𝑄𝑣 проводят по
следующей формуле:
где
𝑄𝑣 – 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 восстановлении 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:
23
где 𝑄 -средняя тепловая мощность кассет;
𝑄𝑗 -тепловая мощность j-ой кассеты.
Относительная тепловая мощность призмы 𝐾𝑉𝑖𝑗 рассчитывается по
формуле:
где 𝑄𝑖 - средняя тепловая мощность в i-ой призме;
𝑄𝑖𝑗 -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:
4.4. 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;
𝜌𝑖𝑥 – плотность теплоносителя в холодной нитке i-ой петли,
рассчитываемая как функция температуры и давления по таблицам
теплофизических свойств воды и водяного пара;
24
ℎ𝑖г , ℎ𝑖𝑥 – энтальпия теплоносителя в холодных и горячих нитках iой 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
парогенераторами (N2k):
параметрам
питательной
воды
перед
где 𝑄𝑖ПГ - составляющая тепловой мощности, отводимая с паром в i-ом
ПГ;
𝑄𝑖СП - составляющая тепловой мощности, затрачиваемая на
подогрев продувки i-го ПГ;
𝑄𝑖ПП1𝑘 - составляющая тепловой мощности, отводимая системой
подпитки-продувки i-ой петли первого контура;
ГЦН
𝑄𝑖 - составляющая тепловой мощности, вносимая в первый
контур работой i-го ГЦНА;
𝑄п – тепловые потери с оборудования РУ.
3. Тепловая мощность по параметрам питательной
подогревателей высокого давления (NПВД):
воды
после
ПВД
где 𝑄𝑖 - составляющая тепловой мощности, отводимая с паром;
𝑄𝑖СП - составляющая тепловой мощности, затрачиваемая на
подогрев продувки i-го ПГ;
𝑄𝑖ПП1𝑘 - составляющая тепловой мощности, отводимая системой
подпитки-продувки i-ой петли первого контура;
ГЦН
𝑄𝑖 - 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
заряда NДПЗ:
25
где ЛЭВ𝑖𝑗 – линейное энерговыделение по показаниям ДПЗ j-го ДПЗ в
i-ом КНИ;
𝐾 ДПЗ – 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 𝐼𝑖ик - сигнал(ток) i-ой ионизационной камеры;
𝐴ик
𝑖 - постоянный нормировочный коэффициент для i-ой
ионизационной камеры;
𝑤𝑖 – вес соответствующей физической величины;
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.
26
5.Расчет расходомера переменного перепада давления
5.1 Исходные данные
Для расчета расходомера и изучения его свойств заданы следующие
исходные данные и параметры:
1.Внутренний диаметр трубопровода: 300 мм
2.Материал трубопровода: Чугун
3.Тип сужающего устройства: Труба Вентури
5.Материал сужающего устройтсва: СтX14H16Б
6.Допустимая потеря давления на СУ: 0,04 МПа
7.Вид измеряемой среды: Пар
8.Абсолютное давление: 0,7 Мпа
9.Температура: 160℃
10.Плотность: 0,836 кг/м3
11.Тип дифманометра: «Сапфир»
12.Тип вторичного прибора: КСП
13.Единицы шкалы вторичного прибора: т/ч
14.Максимальный расход при н.у: 30 т/ч
15.Минимальный расход при н.у: 20 т/ч
5.2 Выполнение расчета
По результатам расчётов требуется определить диаметр сужающего
устройства на заданный максимальный расход, выбрать дифманометр на
перепад давления, обеспечивающий необходимую точность измерения
расхода и минимальную потерю давления на сужающем устройстве,
выбрать вторичный прибор дифманометра со шкалой, соответствующей
заданному максимальному расходу, определить наименьшую длину
прямого участка трубопровода, на котором устанавливается сужающее
устройство.
1.
Определим диаметр трубопровода при рабочей температуре
Так как температура измеряемой среды 160 ºС, 𝐾𝑡 = 1,0010– поправочный
множитель на расширение материала трубопровода.
𝐷20 = 0.3 м – диаметр трубопровода при температуре 200 С.
𝐷𝑡 = 𝐷20 ∗ 𝐾𝑡 - диаметр трубопровода при рабочей температуре.
𝐷𝑡 = 0.3 ∗ 1,0010 = 0,3003 м.
27
2.
Вычислим число Рейнольдса при минимальном расходе вещества
𝐺𝑚𝑖𝑛 = 20
𝜌 = 0,836
Т
ч
кг
м3
= 5.0399
кг
с
– минимальный массовый расход.
– плотность измеряемой среды.
µ = 1.6 ∗ 10−5 Па ∗ с - динамическая вязкость измеряемой среды при
рабочих условиях.
𝑅𝑒 =
1.3 ∗ 𝐺𝑚𝑖𝑛
= 1.3636 ∗ 106
𝐷𝑡 ∗ 𝜇
3. Модуль сужающего устройства и коэффициент расхода
По таблице 1 выбираем при 𝑚 = 0.350, 𝛼 = 1.0290, 𝑚 ∗ 𝛼 = 0.3602
4. Предельное значение шкалы вторичного прибора дифманометра
Т
кг
ч
с
𝐺𝑚𝑎𝑥 = 30 = 7.5599
𝐺ш.𝑚𝑎𝑥 = 3.2 ∗ 101
Т
ч
– максимальный расход при н.у.
= 8.0639
кг
с
– предельное значение шкалы вторичного
прибора дифманометра из стандартного ряда чисел.
5. Находим перепад
максимальном расходе
давления
в
сужающем
устройстве
при
Перепад давления в сужающем устройстве при максимальном расходе
вычисляется по формуле
∆𝑃𝑚𝑎𝑥
𝐶 2
=(
) , Па.
𝑚∙𝛼
Так как шкала вторичного прибора дифманометра выражена в массовых
единицах, и используя данные параметры измеряемой среды, рассчитаем
вспомогательную величину С:
С=
𝐺ш.𝑚𝑎𝑥
1.1105 ∗ √𝜌 ∗ 𝐷𝑡
2
= 88.0665
28
Теперь, зная С, вычисляем ΔРmax:
∆𝑃𝑚𝑎𝑥
𝐶 2
=(
) = 5.9794 ∙ 104 Па.
𝑚∙𝛼
6. Вычислим потери давления в сужающем устройстве при верхнем
пределе показания расходомера. Пользуясь графиком, приведенным на рис. 7,
находим, что 𝑃𝑛′ = 10%. Отсюда:
𝑃′ 𝑛 ∗ ∆𝑃𝑚𝑎𝑥 ∗ 𝐺𝑚𝑎𝑥
𝑃𝑛 =
= 5.6057 ∗ 103 Па
100 ∗ 𝐺ш.𝑚𝑎𝑥
Полученное значение фактической потери давления не больше
заданной.
7. Из ряда чисел стандартных перепадов давлений выбираем два
ближайших значения большего и меньшего перепадов давления:
∆𝑃1 = 4 ∗ 104 Па и ∆𝑃2 = 6.3 ∗ 104 Па
Для этих перепадов давлений вычисляют произведение
𝑚∙𝛼 =
𝐶
√∆𝑃
,
т. е.
𝑚1 ∙ 𝛼1 =
𝐶
√∆𝑃1
= 0.4403
𝑚2 ∙ 𝛼2 =
𝐶
√∆𝑃2
= 0.3509.
Затем по значениям 𝑚1 ∙ 𝛼1 и 𝑚2 ∙ 𝛼2 были найдены соответствующие
модули: т1 = 0.425, т2 = 0.350.
8. По графику зависимости Pn /ΔP% =f(m) для найденных двух значений
модулей т1 и т2 принимаем ту потерю давления, которая равна или меньше
заданной, и выбираем из ряда чисел дифманометр с соответствующим
перепадом давления, т.е. находят Р′𝑛1 и Р′𝑛2 для т1 и для т2.
Таким образом, 𝑃𝑛1 ′ = 7%, 𝑃𝑛2 ′ = 9%
9. Для принятого модуля сужающего устройства по таблице 1 находим
коэффициент расхода α и произведение 𝑚 ∗ 𝛼.
𝑚1 = 0,425
𝑚1 = 0,350
29
𝛼1 = 1.0511
𝛼1 = 1.0290
𝑚1 ∗ 𝛼1 = 0.4403
𝑚1 ∗ 𝛼1 = 0.3509
10. Граничное число Рейнольдса для принятого сужающего устройства
(m2=0.350) меньше фактического числа Рейнольдса при минимальном
расходе, что видно из графика на рисунке 7.
11. Определим диаметр отверстия сужающего устройства при 20 ºС:
𝑑=
𝐷𝑡
∗ √𝑚 = 0.1775м
𝐾𝑡
12. Проверка расхода и погрешности
Проверяем расход по формуле
𝑄1 = 3998 ∙ 𝛼1 ∙ 𝑑 2 ∙ 𝐾1 ∙ 𝐾2 ∙ 𝜀 ∙ √∆𝑃𝑚𝑎𝑥 ∗ 𝜌
𝑄2 = 3998 ∙ 𝛼2 ∙ 𝑑 2 ∙ 𝐾1 ∙ 𝐾2 ∙ 𝜀 ∙ √∆𝑃𝑚𝑎𝑥 ∗ 𝜌
Где 𝐾1 , 𝐾2 – поправочные множители на температурное расширение
материала сужающего устройства и материала трубопровода соответственно
(принимаются равными 1.0014 и 1.0023 при температуре 160°С)
𝜀– поправочный множитель на изменение плотности при прохождении
измеряемой среды через сужающее устройство (𝜀 = 0.933 ),
α – табличное значение коэффициента расхода сужающего устройства с
учетом поправки на шероховатость трубопровода и затупления входной
кромки отверстия сужающего устройства;
ρ – плотность измеряемого вещества, 0.836 кг/м3;
∆𝑃𝑚𝑎𝑥 – перепад давления в сужающем устройстве, 5.9794*104 Па.
Зная все параметры, перечисленные выше, получим:
𝑄1 = 7.6986116
𝑄2 = 7.5367437
кг
𝑐
кг
𝑐
— расход для первого сужающего устройства.
— расход для второго сужающего устройства.
Определяем величину погрешности
∆1 =
|𝑄𝑚𝑎𝑥 −𝑄1 |
𝑄𝑚𝑎𝑥
∙ 100% = 0.0184 % – величина погрешности на первом
сужающем устройстве.
30
∆2 =
|𝑄𝑚𝑎𝑥 −𝑄2 |
𝑄𝑚𝑎𝑥
∙ 100% = 0.0031% – величина погрешности на втором
сужающем устройстве.
13. Полученная погрешность для первого сужающего устройства не
превышает 0.2% то определим необходимую длину прямого участка
трубопровода перед этим сужающим устройством и после него.
В нашем случае максимальная длина прямого участка трубопровода
определяется после полностью открытого вентиля и задвижки т.к. тип нашего
дифманометра «ДМ-П». При 𝑚 = 0.350 и диаметре трубопровода 0.3 м,
𝐿1
𝐷20
= 24 (вентиль) ,
𝐿1
𝐷20
= 15 (задвижка).
Тогда длина прямого участка перед сужающим устройством при полностью
открытом вентиле равна:
𝐿1в = 19 ∗ 0,2 = 7.2 м ;
Длина прямого участка перед сужающим устройством при полностью
открытой задвижке:
𝐿1з = 12 ∗ 0,2 = 4.5 м ;
Длина прямого участка после сужающего устройства
𝐿1
𝐷20
= 6.9 равна:
𝐿2 = 6.9 ∗ 0.4 = 2.07 м.
Таким образом в практической части в результате расчёта расходомера
переменного перепада давления определены его параметры, по которым
осуществляется выбор дифманометра:
31
Параметр
Значение
Перепад давления, обеспечивающий необходимую
точность измерения расхода и минимальную потерю Pn = 5.6067 ∗ 103
давления на сужающем устройстве, Па
Шкала дифманометра, соответствующая заданному
Qш.max=3.2*101
максимальному расходу, т/ч
Минимальная длина прямого участка трубопровода, на котором
устанавливается сужающее устройство, м:
После полностью открытого вентиля
L1в+L2=9.27
Полностью открытой задвижки
L1з+L2=6.57
32
Заключение
В результате курсовой работы была раскрыта в полном и достаточном
объеме основа системы внутриреакторного контроля, ее история создания и
использование на первых реакторных установках.
Были рассмотрены и приведены основные задачи и функции СВРК , из
которых можно выделить основные без которых невозможен контроль за
нейтронно-физическими параметрами активной зоны реактора, формирование
и передачи сигналов защиты ,передача параметров определяющих текущее
состояние активной зоны реактора, внутриреакторная шумовая диагностика.
В состав СВРК входят множество систем и подсистем, которые проводят
ряд испытаний и функций, которые проводят диагностирование программнотехнических средств , выдачу сигнализации в УСБТ, организацию обмена
информацией между ВК СВРК и системами АСУ ТП, архивация истории
работы оборудования .
Используемые в настоящее время при вводе в эксплуатацию состав и
методики комплексных испытаний сложились на основе многолетнего опыта
проведения ПНР СВРК разных модификаций и на энергоблоках с реакторами
ВВЭР1000 и ВВЭР440 разных проектов.
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.
Для реализации функции внутриреакторной шумовой диагностики в составе
СВРК предусмотрен комплект прикладного программного обеспечения
внутриреакторной шумовой диагностики .
Все поступающие аналоговые сигналы проходят через процедуру
отбраковки.
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.
В 5 пункте был рассчитан расходомер по заданным вариантом
значениям и параметрам.
33
Список использованных источников
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.
4. В. П. Денисов, Ю. Г. Драгунов.Реакторные установки ВВЭР для
атомных электростанций. М., ИздАТ, 2002
5. «РЕАКТОРЫ ВВЭР-1000 ДЛЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ»
Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов
Ю.Б.,ОКБ «Гидропресс», 2004, 333 с.
6. Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н.
«АКТИВНЫЕ ЗОНЫ ВВЭР ДЛЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ»,
М., ИКЦ «Академкнига», 2004, 220 с.
7. Дементьев Б.А.«КИНЕТИКА И РЕГУЛИРОВАНИЕ ЯДЕРНЫХ
РЕАКТОРОВ»,М., Энергоатомиздат, 1986, 272 с.
34