proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[18/02/2014]     О формировании сигнала аварийной защиты в АКНП-И

В.И.Борисенко, Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев

На энергоблоках ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 АЭС Украины в рамках работ по модернизации произведена замена аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП), предыдущих поколений, на более современные АКНП. Современные средства нейтронного контроля ядерного реактора, построенные с применением цифровых технологий АКНП-И и АКНП-ИФ производства Северодонецкого НПО «Импульс» являются «полным» функциональным аналогом АКНП-07-02. Функциональные отличия, которые хотелось бы обсудить касаются существенных, на мой взгляд, изменений в алгоритмы формирования сигналов защит по периоду реактора.


Период реактора может изменяться в широком диапазоне от менее 1 с до более 1000 с. Требования к инерционности и погрешности вычислений периода отражены в проектных документах [1]: инерционность 0,5 Т, где Т - измеряемый период; погрешность 10 % при измерении периода в диапазоне мощностей (1 - 120) % Nном . Можно также указать, что по информации от разработчика АКНП-07-02 (ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ») минимальная величина постоянной времени измерения периода реализована равной 3 с при значениях периода менее 20 с» [2].

Напомним, что инерционность измерения определяется как время между ступенчатым изменением значения величины на входе измерительного канала и моментом достижения этого же значения на выходе измерительного канала, а постоянная времени измерения - это время, в течение которого на выходе измерительного канала достигается уровень, соответствующий определенному уровню входного сигнала, обычно 63,2 %. Иногда эти понятия не «различают». Очевидно, что постоянная времени всегда меньше инерционность измерительного канала.

Техническим достоинством АКНП-И (ИФ) является возможность определять период реактора с инерционностью от 0,4 до 5 с и более в зависимости от уровня мощности и самого значения определяемого периода, а также реализация дополнительной функции - определение реактивности. Таким образом, в отличие от АКНП предыдущих поколений (АКНП-3, АКНП-07) имеется возможность надежно фиксировать быстрые динамические процессы, происходящие в реакторе с минимальной задержкой. В частности, обеспечивается формирование сигналов АЗ по периоду (АЗТ) при Т <10 с для быстрых реактивностных аварий типа «выброс» ОР СУЗ, а также может быть реализована защита по скорости введения реактивности 0,07 βэф/с [3, 4].

Современные АКНП позволяют надежно фиксировать период реактора и в не аварийных переходных режимах работы реакторной установки (РУ) с ВВЭР-1000. Так, например, в 2007 - 2008 гг. на ряде энергоблоков с ВВЭР-1000 были зафиксированы срабатывания АЗТ (по периоду Т <10 с) в ходе режима ускоренной предупредительной защиты (УПЗ) в конце топливной кампании. Обсуждению причин такого отклика РУ и АКНП на работу УПЗ посвящено ряд работ, в которых моделируется изменение мощности РУ в режиме УПЗ с применением программных средств как с трехмерной нейтронной кинетикой DYN3D [5], ТРАП [6], НОСТРА [7], так и с точечной нейтронной кинетикой [2, 8].


Вернемся к рассмотрению вопроса об отличиях в алгоритмах формирования сигналов:

1) аварийной защиты по периоду реактора (АЗТ), при Т<10 c;

2) предупредительной защиты 1-го рода (ПЗ-1), при Т<20c,

между АКНП-07-02 и АКНП-И.

В АКНП-07-02 формирование сигналов защиты по периоду АЗТ и ПЗ-1 происходит при достижении значений уставок по периоду 10 с и 20 с соответственно, а также при дополнительном условии: значение уставки по периоду не должно быть превышено в течение временной задержки, которая рассчитывается в соответствии с [9]. Значение времени задержки для разных уровней мощности приведены в табл. 1.


Таблица 1. Временная задержка на формирование
сигнала Т < 20 с и Т < 10 с в зависимости от уровня мощности

Мощность, %
Т = 20 с
Т = 10 с
100
1,00
0,25
75
1,32
0,34
50
1,95
0,50
25
3,73
0,97
10
8,27
2,28
1
36,23
12,70

Введение временной задержки обосновано необходимостью дополнительной защиты (логической) электронных цепей АКНП-07 от импульсных радиоэлектронных помех, с целью уменьшения числа ложных срабатываний.

Однако в проектных документах РУ ВВЭР-1000, в «Перечне сигналов, инициирующих срабатывание АЗ и их обоснование» документа [10] указаны только значения уставок по периоду, без временной задержки на формирование сигнала

А как же реализованы требования [3] в соответствии, с которыми разрабатывалась  АКНП-И, а также с нормативными требованиями Украины [4].

В соответствии с проектными документами на АКНП-И [12] формирование сигналов АЗТ и ПЗ-1 по периоду происходят по следующим алгоритмам:

А) для АЗТ – достижение уставки Т < 10 с и подтверждение роста мощности на 5 % в энергетическом диапазоне;

Б) для ПЗ-1 – достижение уставки Т < 20 с и подтверждение роста мощности на 5 % в энергетическом диапазоне.

Как видно отличия от АКНП-07-02 существенные.

Является ли такой алгоритм формирования сигнала АЗТ и ПЗ-1 обоснованным? Попробую ответить на эти вопросы.

А) Во-первых, такой алгоритм противоречит требованиям [3, 4]:

. . . Срабатывание АЗ должно происходить, как минимум, в следующих случаях:
- при достижении уставки АЗ по уровню плотности нейтронного потока;
- при достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока (или реактивности); . . .

Слова  «как минимум» указывают на то, что должна работать логика «ИЛИ», т.е. при выполнении любого условия из перечня. Дополнительное подтверждение роста мощности при достижении уставки по периоду «включает» логику «И» - совпадение сигналов, что не предусмотрено ПБЯ. В проектных документах РУ ВВЭР-1000, в документе [10], опять же, как и в случае с АКНП-07-02, указаны только значения уставок по периоду, без дополнительного условия подтверждения роста мощности.

К сожалению, авторы такого алгоритма неизвестны, а обосновывающие материалы мне не встречались, и, скорее всего, отсутствуют. Тем не менее, такой алгоритм согласован и эксплуатирующей компанией и регулирующим органом.

Можно предположить, что авторы такого алгоритма тоже руководствовались «желанием» уменьшить число ложных срабатываний АЗТ. Но необходимо учитывать, что цифровая реализации измерительных каналов АКНП-И более защищена от электромагнитных помех, а в расчете периода используется цифровая фильтрация входных данных сигналов ионизационных камер измерительных каналов АКНП, что практически исключает возможность формирования ложных сигналов. Поэтому дополнительное условие подтверждение роста мощности на 5 % является не обоснованным и противоречит требованиям ПБЯ.

Рассмотрим как будет работать такой алгоритм формирования сигнала АЗТ при реальных сценариях. Например, при выбросе ОР СУЗ, в соответствиями с проектом [10], должен быть сформирован сигнал АЗТ, однако к моменту определения периода с инерционностью больше 1 с нейтронная мощность в реакторе уже достигнет своего пикового значения и будет снижаться за счет действия обратных связей, а, следовательно, второе условие в алгоритме АЗТ – подтверждение роста мощности на 5 % – выполнено не будет, и сигнал АЗТ не будет сформирован.

Тем более, что после срабатывания АЗТ в ходе работы УПЗ на ряде ВВЭР-1000 АЭС Украины, в алгоритм формирования сигнала АЗТ были внесены, существенные, с физической точки зрения, изменения, а именно, инерционность канала определения периода реактора в диапазоне мощности от 25 до 75 % было увеличено с 1,2 с до 4,0 с.

На рис.1 представлены результаты моделирования режима с выбросом ОР СУЗ эффективностью 0,32 bэф за время 1,0 с., а также представлены значения периода реактора, посчитанные с инерционностью канала 1,2 с и 4,0 с.


Рис. 1. Изменение мощности и периода реактора при вводе положительной реактивности 0,32 bэф в течение 1,0 с: 1 – мощность; 2 – период, временной буфер = 1,2 с; 3 – период, временной буфер = 4,0 с.

Как видно при увеличении инерционности канала определения периода до 4,0 с сигнал АЗТ не будет сформирован для случая меньшей эффективности ОР СУЗ, если время «вылета» ОР СУЗ будет меньше 1 с. Первоначальный алгоритм формирования сигнала АЗТ позволяет сформировать сигнал АЗ при реактивностной аварии в широком диапазоне изменения эффективности ОР СУЗ и времени его вылета, правда без условия подтверждения роста мощности на 5 %. Также по представленным данным изменения мощности реактора можно оценить и возможности формирования сигнала АЗТ в АКНП-07-02, с постоянной времени 3 сек, соответственно с инерционностью более 10 с.

Очевидное невыполнение требований проекта «прикрывается» ссылкой на результаты работы [5], в которой расчетным образом обосновывается для режима «выброс» ОР СУЗ недостижение температуры плавления топлива и сохранение запасов до кризиса теплообмена. Однако разработчиками ВВЭР однозначно определен перечень исходных событий аварий (ИСА), при которых срабатывание АЗ является обязательным и выброс ОР СУЗ относится к этому перечню [10].

Т.о., во–вторых, в АКНП-И реализован алгоритм формирования сигнала АЗТ не соответствующего физике контролируемых процессов. А именно, при реактивностных авариях, когда прежде всего и требуется формирование АЗТ, такой сигнал не будет сформирован.

Б) Включение же в алгоритм формирования сигнала ПЗ-1 по периоду Т <20 с дополнительного условия подтверждения роста мощности на 5 % вообще не имеет никакого физического обоснования. При этом нарушается сама логика построения сигналов защит ПЗ-2, ПЗ-1 и АЗ, последовательное формирование которых позволяет своевременно принимать компенсирующие действия по недопущению АЗ, а именно: ПЗ-2 – запрет на подъем управляющей группы ОР СУЗ при Т <40 с; ПЗ-1 – ввод в активную зону с рабочей скоростью управляющей группы ОР СУЗ при Т <20 с, и только, если принятых действий ПЗ-2 и ПЗ-1 недостаточно и Т <10 с, в действие вступает АЗ. Поэтому чем раньше будет сформирован и задействован сигнал ПЗ-1, тем больше времени в реактор будет вводиться отрицательная реактивность и тем более вероятнее, что не будет сформирован сигнал АЗТ. К тому же защиты ПЗ-2 и ПЗ-1 являются «мягкими» защитами, а именно действие защиты снимается, если сняты условия, сформировавшие эти защиты, в отличие от АЗ, действие которой доводится до конца и не снимается, даже если сняты условия, сформировавшие АЗ.

При работе ВВЭР-1000 на номинальном уровне мощности, ошибка, заложенная в алгоритм формирования сигнала АЗТ, не будет «заметна». Сигнал АЗ будет сформирован по условию мощность реактора больше 107 %.

А вот, если реактивностная авария произойдет при плановом или аварийном снижении мощности (при отключении части оборудования), когда оператор не успевает, или забывает переставить уставки АЗ по мощности на новые значения, соответствующие новому заданному уровню мощности, формирование сигнала АЗ не произойдет не по уровню мощности (если  N<107%), не по периоду реактора – причины описаны выше (см. рис.1.).

Хотелось бы услышать комментарии и замечания по обсуждаемому вопросу, а также возможные меры научно-технического воздействия на решение уже давно обнаруженной проблемы.

Реактивностная авария с выбросом ОР СУЗ пока не зафиксирована при эксплуатации ВВЭР, тем не менее не относится к маловероятной. Выброс кластера может произойти в случае разрыва чехла привода ОР СУЗ, в этом случае из-за разности давлений минимальное время выброса ОР СУЗ оценивается в 0,1 с [12, 13, 14]. Такая возможность не является незначительной, особенно принимая во внимание доступную информацию об обнаруживаемых дефектах чехлов приводов ОР СУЗ на ВВЭР-1000:

на АЭС Козлодуй-5 в 2006 и 2011 гг. обнаружены дефекты в чехлах – заменены все чехлы приводов ОР СУЗ;

на АЭС Козлодуй-6 в 2010 г. выявлены микротрешины в 31 чехле из 61 – принято решение о замене всех чехлов ОР СУЗ;

на АЭС Калинин-3 в 2011 г. произошел инцидент с повреждением двух чехлов приводов ОР СУЗ во время гидроиспытаний вследствие взрыва водорода, накопившегося в чехлах приводов ОР СУЗ.


СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1.    Реакторная установка В-320. Техническое обоснование безопасности реакторной установки. 320.00.00.00.000 Д61. ОКБ ГП.1987.
2.    О безопасности и устойчивости эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 в динамических режимах со срабатыванием УПЗ (УРБ): (Отчет) / ОАО «ВНИИАЭС», 2008.
3.    Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89.
4.    Правила ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском. НП 306.2.145-2008
5.    Технический отчет «Модернизация проектного режима работы УРБ реакторной установки ВВЭР-1000. Разработка ОАБ по модернизации режима работы УРБ». - ООО “ФИЗАР”, 2008.
6.    Быков М.А., Алехин Г.В., Петкевич И.Г. Анализ показаний аппаратуры нейтронного потока в режимах со срабатыванием ускоренной предупредительной защиты для реакторных установок с реактором ВВЭР-1000 // Шестая междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". - 6-29.05.2009 (ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск, Россия).
7.    Техническая справка. Анализ НФХ и надежности топлива блока № 2 Хмельницкой АЭС в переходном режиме после срабатывания ускоренной предупредительной защиты. - М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2008. 
8.    Борисенко В.І., Каденко І.М., Самойленко Д.В. Особливості перехідного процесу в реакторній установці ВВЕР-1000 при спрацюванні прискореного попереджувального захисту // Ядерна фізика та енергетика. - 2009. - т. 10, № 2. - с. 157 - 164.
9.    Комплекс аппаратуры контроля нейтронного потока АКНП-7-02Б. Руководство по эксплуатации. РУНК.501319.034 РЭ. СНИИП-СИСТЕМАТОМ. 2002
10.                       ОАБ. Т. 16, гл. 16. Пределы и условия безопасной эксплуатации. 43-923.203.254.ОБ.16.РЕД.2.Ф.  НАЭК «Энергоатом». 2004.
11.                       Аппаратура контроля нейтронного потока АКНП-И. Технические условия. ТУ У 30.0-31393258-010-2003 А.
12.                       Борисенко В.И. Что необходимо определять: период или реактивность реактора? // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. - 2010. - Вип. 13. - С. 8 - 18.
13.                       Абдуллаев А.М, Жуков А.И., Слепцов С.Н. Трехмерный анализ аварии с выбросом ОР СУЗ в реакторе ВВЭР-1000 на номинальной мощности // Збірник з наукових праць СНУЯЕтаП. - 2011. - с. 7 -1 5.
15. Кучин А.В.,  Овдиенко Ю.Н.,. Халимончук В.А. Консервативный анализ реактивностных аварий (RIA) с использованием модели пространственной кинетики // Ядерна та радіаційна безпека. -2009. - № 4.- с. 10 - 22.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
О предупреждении аварий на сложном объекте

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 4


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 3 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: О формировании сигнала аварийной защиты в АКНП-И (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2014
Не помню точно, где-то в 1974 - 1975 году на конференции молодых специалистов в НИИКИЭТ, молодой специалист из НИИКИЭТа делал доклад об оптимальной постоянной времени измерителя периода. Полагаю, что ему помогали более старшие товарищи. Он обосноавл величину в 7 секунд. Именно - ОБОСНОВАЛ. Я на этой конференции присутствовал как молодой специалист.


[ Ответить на это ]


Re: О формировании сигнала аварийной защиты в АКНП-И (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2014
Очепятка - НИКИЭТ


[ Ответить на это ]


Re: О формировании сигнала аварийной защиты в АКНП-И (Всего: 0)
от Гость на 19/02/2014
Проблема задержки срабатывания защиты по периоду после аварии на ЧАЭС изучалась расчетно и экспериментально. Поэтому полезно будет ознакомиться со статьей, она в ориргинале опубликована на русском языке:
                Sivokon’ V.P., Khromov V.K., Sarylov V.N., Ukharov S.G. Dynamic characteristics of power rate channels of reactor shut-down systems. Atomnaya Ehnergiya ISSN 0004-7163 (in English in Soviet Journal of Atomic Energy (USA), July 1991, v. 71(1) p.8-13.
Владимир Сивоконь


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.85 секунды
Рейтинг@Mail.ru