Исследование возможности референтного использования технических решений в СУЗ реакторов PWR для модернизации СУЗ ВВЭР-1000

д.т.н., проф. Погосов А.Ю., ст. Барна А.Н.

Современные реакторные установки, работающие в составе энергоблоков АЭС Ураины, оснащены системами управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов ВВЭР-1000, главным образом эксплуатируемых в нашей стране, которые в целом удовлетворяют требованиям безопасности и надежности эксплуатации. Вместе с тем, в соответствии со стратегией продления срока службы энергоблоков действующих АЭС, вопрос модернизации СУЗ является актуальным в том числе и в связи с необходимостью коррекции ресурса эксплуатации оборудования реакторных установок.

Модернизация СУЗ, принципиально, может проводиться по двум главным направлениям: во первых, модернизация подсистем на поэлементном и функциональном уровнях, во-вторых, — структурная модернизация системы в целом. Первое направление уже поэтапно реализуется в течение ряда лет в Украине. Так на некоторых энергоблоках проведена реконструкция приводов шаговых электромагнитных (ШЭМ) для реакторов с водой под давлением - Pressurized water reactors (PWR), развитием концепции которых, собственно, и являются и реакторы типа ВВЭР, проектируемые изначально в России (СССР) и эксплуатируемые ныне во многих странах мира, в том числе – в Украине. При этом, что касается механической частиСУЗ, также проводятся конструкторские разработки по утяжелению поглощающих элементов (ПЭЛ) кластеров (органов регулирования) СУЗ в целях уменьшения времени их продвижения под действием силы тяжести в активную зону реактора в режиме срабатывания аварийной защиты. В этом аспекте представляется интересным исследование различных поглощающих материалов, с учетом их характеристик габаритно-физического характера (масса, плотность , размеры) и с учетом их нейтронно-физических характеристик.

Второе направление модернизации, может быть более наукоемкое и затратное, в настоящее время недостаточно активизировано. Это направление может предусматривать, например, включение в структуру СУЗ подсистем, связанных с оперативным мониторингом запасов устойчивости по главному каналу управления реактором «реактивность-мощность» на основе техники спектрально-алгоритмического анализа шумов реактивности и плотности потока нейтронов, аналогично тому, как это предложено в [1] и учета этого комплексного информационно ёмкого диагностического параметра [2] наряду с периодом реактора и другими параметрами с проведением соответствующей коррекции регламента уставок по срабатыванию аварийной и предупредительной защит при работе реактора. Это в перспективе повысило бы безопасность АЭС.

Представляется также, что структурная модернизация могла бы иметь целью также повышение надежности, скажем, благодаря большей интеграции в СУЗ системы внутриреакторного контроля (СВРК), например, путем использования сигналов внутризонных нейтронных детекторов (работающих в составе СВРК) наряду с сигналами внезонных нейтронных детекторов аппаратуры контроля нейтронного потока (частично задействованной в СУЗ), и путем использования других дополнительных источников информации при формировании соответствующих управляющих сигналов.

В соответствии со стратегией модернизации, которая выработана проектировщиками реакторних установок для стационарной энергетики Украины еще в предыдущем десятилетии, функциональные возможности системы внутриреакторного контроля (СВРК) должны расширяться в направлении, обеспечивающем увеличение информативности сведений о физических процесах, протекающих в ядерних энергетических реакторах и связанном с ними оборудовании АЭС [3].

Одним из аспектов такой модернизации стала техническая идеология увеличения числа первичных измерительных преобразователей – датчиков температуры, устанавливаемых также за пределами реактора в „холодних” и „горячих” нитках петель главного циркуляционного контура, но работающих под эгидой СВРК. Другим аспектом модернизации стало совершенствование характеристик самих первичных измерительных преобразователей [4]. Обе технические тенденции в настоящее время продолжают развиваться. Вместе с тем, представляется заманчивым и такой, аспект модернизации, который связан с попытками извлечь дополнительную информацию о физических процесах в оборудовании благодаря регистрации, обработке и анализу шумов режимних параметров, представляющих собой малоамплитудные стохастические колебания значений параметров (температуры, давления, реактивности и др..), имеющих место в режимах нормальной эксплуатации – и прежде всего реакторних шумов [5] .

Важно отметить, что референтный потенциал первого (из вышеназванных) направлений еще далеко не исчерпан – на основе опыта эксплуатации реакторов типа PWR в США и других развитых странах может быть предложен новый вариант исполнения ПЭЛ. Выбор новых (для Украины) материалов — в числе которых гафний, европий, кадмий и др. — может обеспечить определенный технико-экономический эффект, непосредственно влияющий на увеличение безопасности и эффективности модернизируемых реакторных установок в части оптимизации технических решений механической систем управления и защиты. Именно поэтому такая исследовательская работа проводится и силами кафедры АЭС Одесского политехнического университета (в том числе – в части дипломного проектирования), результатами которой стали технические предложения по замене традиционных поглощающих материалов ПЭЛ ОР СУЗ на альтернативные.

Литература:

1. А.с.СССР №1468269 на изобретение. Способ контроля запаса устойчивости в первом контуре ядерной энергетической установки. //Герлига В.А., Погосов А.Ю., Роговский В.Т., 1988 г.

2.Погосов А.Ю. Современные тенденции развития методов диагностического обеспечения в энергетике.// Наука і освіта, 2004, Т.63, - С. 28-29

3. Погосов А.Ю. Перспективы совершенствования мониторинга запасов устойчивости технологических процессов в оборудовании АЭС. Ядерная и радиационная безопасность.Т.4, Вып.1, 2001, С. 68-71.

4. Казаков В.А., Левадный В.А.Шумовой метод измерения коэффициентов реактивности и контроля возникновения парогазового объема в ВВВЭР-1000. Атомная Энергия, Т.75, Вып.5,1993, С.341-345.

5. А. с. СССР № 1550268 на изобретение. Способ Герлиги-Погосова контроля запаса теплогидравлической устойчивости замкнутого парогенерирующего контура //Герлига В.А.,Погосов А.Ю.,1990г.