В статье рассматривается актуальная проблема модернизации аппаратуры системы управления и защиты (АСУЗ) атомных электростанций (АЭС), в частности, аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП). Подчеркивается важность АКНП для обеспечения ядерной безопасности и контроля параметров цепной реакции. Анализируются современные требования к АКНП, обусловленные развитием технологий и возросшими требованиями к безопасности и надежности. Особое внимание уделяется проблеме обеспечения контроля размножающейся среды в диапазоне источника в условиях изменившихся условий эксплуатации и ограничений на импортные комплектующие.
Ключевые слова: атомная электростанция, нейтронный поток, реакторная установка, аппаратура контроля нейтронного потока.
Безопасность АЭС является приоритетной задачей, требующей постоянного совершенствования систем контроля и управления. В этой связи, АСУЗ реакторной установки (РУ) играет ключевую роль. Развитие электроники и вычислительной техники, наряду с возросшими требованиями к качеству, надежности, чувствительности и экономичности, обуславливают необходимость модернизации и разработки новых конструктивных решений для АСУЗ. АСУЗ предназначена для контроля нейтронного потока, реактивности, энергораспределения, фиксации внутрикорпусных устройств, обеспечения защиты по технологическим параметрам, разгрузки и ограничения мощности, а также отображения и протоколирования информации. Все эти функции реализуются комплексно с использованием различных технических средств и специализированного программного обеспечения.
Важнейшей составляющей АСУЗ, с точки зрения ядерной безопасности, является АКНП. Именно АКНП обеспечивает контроль параметров цепной реакции, что критически важно для предотвращения нештатных ситуаций. Функциональность АКНП обеспечивается несколькими (обычно тремя-четырьмя) независимыми каналами, включающими в себя различные технические средства, в том числе блоки детектирования с ионизационными камерами деления или счетчиками нейтронов, размещенные в каналах биологической защиты реактора.
Базы данных (БД) являются одной из основных составляющих АКНП. Они используются совместно с другим оборудованием для формирования сигналов превышения установленной мощности и периода при пусках и перегрузках топлива, выдачи сигналов в систему управления аварийной защитой, обработки и регистрации данных, вычисления реактивности, представления информации на пульт оператора и резервный щит управления, а также выдачи аналоговых и дискретных сигналов по мощности и периоду в систему внутреннего контроля.
АСУЗ РУ, как правило, состоит из двух независимых, функционально идентичных комплектов. Каждый комплект АКНП, в свою очередь, включает в себя три-четыре независимых канала, выполняющих функции контроля, аварийной и предупредительной защиты. Защитное действие инициируется при срабатывании любого из двух комплектов по мажоритарной логике «2 из 3» или «2 из 4», что обеспечивает высокий уровень надежности и отказоустойчивости системы. Каждый комплект обеспечивает полный комплекс защитных действий [2].
Канал АКНП представляет собой структурную единицу, включающую в себя датчики, линии связи, средства обработки, отображения и формирования инициирующих сигналов аварийной и предупредительной защиты. Каждый канал защиты АКНП состоит из устройства накопления и обработки данных, двух вспомогательных блоков, устройств детектирования диапазона источника, устройств детектирования пускового и рабочих диапазонов, блока задания уставок и цифрового дисплея для отображения значений мощности и периода.
Диапазоны контроля мощности, адаптация к различным режимам работы. Аппаратура АКНП контролирует мощность в широком диапазоне от 10– 8 до 150 % от номинальной мощности (N ном ). Этот диапазон разделен на четыре поддиапазона с автоматическим переключением между ними: диапазон источника: 10– 8– 10– 4 % N ном ; пусковой диапазон: 10– 6– 10– 1 % N ном ; рабочий диапазон 1: 10– 3– 150 N ном ; рабочий диапазон 2: 1–150 N ном . При номинальной мощности плотность потока нейтронов составляет 1,4⋅10 9 с -1 ⋅см -2 [2, 3].
Блоки детектирования диапазонов ПД, РД1, РД2 конструктивно размещаются в каналах биологической защиты реактора. Блоки детектирования ДИ перемещаются с помощью механизмов с ручным управлением и устройством контроля положения. Система управления перемещением блоков детектирования обеспечивает их вывод из зоны высоких потоков нейтронов при выводе реактора на мощность и автоматический ввод в рабочее положение при срабатывании аварийной защиты или снижении мощности реактора [2].
Опыт, накопленный в области контроля нейтронно-физических характеристик при загрузке, пуске, перезагрузке активной зоны и работах на остановленном реакторе, огромен. Разработаны и построены инициирующие системы безопасности, осуществлено сопровождение пусковых работ на АЭС с ВВЭР.
Концепции обеспечения безопасности и контроля состояния, разработанные в 60-е годы прошлого века, до сих пор являются референтными для новых проектов. В идеологическом плане аппаратура контроля не претерпела существенных изменений. Однако, технические средства и программное обеспечение постоянно совершенствуются в соответствии с возможностями приборостроительной отрасли. Наиболее значительные изменения произошли в области построения высоконадежных и отказоустойчивых систем за счет структурных решений с различной логикой. Технические характеристики, такие как чувствительность, эффективность и динамический диапазон, остались относительно стабильными.
Ранее загрузка, перегрузка и первый пуск выполнялись без обеспечения полной наблюдаемости и количественной оценки размножающих свойств реактора. В лучшем случае регистрировались относительные изменения сигналов нейтронных детекторов без их преобразования в параметры, характеризующие размножающие свойства. Обеспечение наблюдаемости размножающих свойств при загрузке и первом пуске — задача сложная, требующая дополнительных временных и трудовых затрат. По этой причине, в проектах АЭС с ВВЭР приоритет отдается превентивным мерам безопасности.
В настоящее время на АЭС для контроля РУ при пуске реактора и перегрузке топлива используются БД перемещаемой конструкции с коронными счётчиками СНМ-11. Однако, изменившиеся условия эксплуатации, в частности, отказ от механизмов перемещения, сделали применение БД диапазона источника старой конструкции невозможным, поскольку они не рассчитаны на работу в условиях высокой плотности потока тепловых нейтронов и повышенных температур, характерных для работы реактора на мощности. В связи с этим возникает вопрос о способах обеспечения контроля размножающейся среды в диапазоне источника. Существуют следующие варианты решения: Применение БД импортного производства. В настоящее время, в качестве детекторов нейтронов при пуске реактора и при перегрузке топлива на АЭС РФ используются блоки детектирования CPNB44 французской фирмы Photonis. Борные пропорциональные счетчики CPNB44 предназначены для измерения плотности потока тепловых нейтронов в диапазоне источника и широко используются в исследовательских реакторах. Они сертифицированы для каналов ИК и эксплуатируются на более чем 100 АЭС по всему миру. Однако, эти БД имеют эксплуатационные ограничения, связанные с потерей чувствительности из-за деградации газов в детекторе. Кроме того, в условиях импортозамещения и санкций приобретение CPNB44 стало затруднительным.
Сложно использовать локальные детекторы, потому что общедоступной информации не так много. Итак, нам нужно создать детектор, который будет работать в новых ситуациях. Ранее мы использовали датчики со счетчиками бора СНМ-11. Они хороши тем, что обладают высокой чувствительностью и легко преобразуют ионизацию в электрические сигналы. Они также просты в изготовлении, дешевы и работают с простыми источниками питания. Разработка и внедрение новых БД для АКНП, адаптированных к современным условиям эксплуатации АЭС, является актуальной задачей. Необходимо учитывать требования надежности, отказоустойчивости, чувствительности и экономичности. Приоритет должен отдаваться отечественным разработкам, способным обеспечить бесперебойную и безопасную работу реакторных установок. Дальнейшие исследования и разработки в этой области позволят повысить уровень безопасности АЭС и обеспечить их стабильную работу.
Литература:
1. НП-082–07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. М.: Ростехнадзор, 2007. — 26 с.
2. ГОСТ 27445–87 (СТ СЭВ 6633–89). Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования (с Изменением № 1). М.: Издательство стандартов, 1988. — 18 с.
3. Марков Ю. В., Сидоренко В. А. Введение в разработки и обоснования технических характеристик и безопасности эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР. М.: НИЦ «Курчатовский институт» 2013. — 176 с.
