Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio

Abstract

The research subject is finding an engineering solution for V-412 core automatic protection during operation in both steady-state and transient conditions within ICIS using local parameters (i.e. maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio). Such engineering solution will be implemented by safety system software-hardware (PTK-Z) on the basis of signals coming from in-core neutron flux detectors, temperature sensors, primary coolant flow and coolant pressure transducers. Calculated survey of possibility to use Kalman filters or corrective filter to eliminate time delay in SPND signals was carried out. The inaccuracy in the method of maximum linear power monitoring was determined. This work shows that the solution was found using the practice of in-core instrumentation, and ICIS designing and operation with improved metrology, reliability and time parameters and using advanced data communication technologies intended for important challenges of the world market, and as a response to standards.

Об'єктом дослідження є технічне вирішення задачі забезпечення автоматичного захисту активної зони реактора В-412 по локальних параметрах (максимальна лінійна потужність, запас до кризи тепловіддачі) в процесі експлуатації в базовому і перехідному режимах у рамках системи внутрішньореакторного контролю (СВРК), що реалізовується програмно-технічним комплексом захисту (ПТК-З) з використанням сигналів внутрішньореакторних датчиків нейтронного потоку, температури, витрати і тиску теплоносія першого контуру. В процесі роботи проводилося розрахункове обгрунтування застосування фільтрів Калмана і коригуючого фільтра для усунення запізнювання датчика прямої зарядки (ДПЗ), визначення методичної похибки контролю максимальної лінійної потужності в активній зоні. Показано, що рішення задачі забезпечення автоматичного захисту активної зони реактора В-412 по локальних параметрах було знайдено з урахуванням накопиченого досвіду внутрішньореакторних вимірювань, а також проектування і експлуатації СВРК на базі підвищення метрологічних, надійнісних і тимчасових характеристик з використанням можливостей сучасних інформаційних технологій для відповідальних застосувань і з урахуванням вимог нормативних документів.

Объектом исследования является техническое решение задачи обеспечения автоматической защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам (максимальная линейная мощность, запас до кризиса теплоотдачи) в процессе эксплуатации в базовом и переходном режимах в рамках системы внутриреакторного контроля (СВРК), реализуемой программно-техническим комплексом защиты (ПТК-3) с использованием сигналов внутриреакторных датчиков нейтронного потока, температуры, расхода и давления теплоносителя первого контура. В процессе работы проводилось расчетное обоснование применения фильтров Калмана и корректирующего фильтра для устранения запаздывания датчика прямой зарядки (ДПЗ), определения методической погрешности контроля максимальной линейной мощности в активной зоне. Показано, что решение задачи обеспечения автоматической защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам было найдено с учетом накопленного опыта внутриреакторных измерений, а также проектирования и эксплуатации СВРК на базе повышения метрологических, надежностных и временных характеристик с использованием возможностей современных информационных технологий для ответственных применений и с учетом требований нормативных документов.