ПРИНЦИПЫ МОДЕРНИЗАЦИИИ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ВВЭР-1000

д.т.н., проф. Погосов А.Ю., студент Писарев А.И.

(Одесский политехнический университет)

Современные реакторные установки, работающие в составе энергоблоков АЭС Украины, 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 может проводиться по двум главным направлениям: во-первых, модернизация подсистем на поэлементном и функциональном уровнях, во-вторых, — структурная модернизация системы в целом. Первое из направлений уже поэтапно реализуется в течение ряда лет. Так проведена реконструкция приводов шаговых электромагнитных (ШЭМ), обеспечивающих перемещение органов регулирования, — при участии фирмы «Шкода», что способствовало увеличению срока службы приводов с 10 до 30 лет и уже произведена их замена на некоторых энергоблоках АЭС Украины. Проведена модернизация системы группового и индивидуального управления (СГИУ) в составе СУЗ, что позволило придать этой системе дополнительные функциональные возможности в части работы подсистемы контроля положения органов регулирования. 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. Однако 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. 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. А.с.СССР №1317229 на изобретение. Устройство для автоматической защиты тепловыделяющей поверхности, имеющей источник технологических шумов. Герлига В.А. Погосов А.Ю., Роговский В.Т., 1987г.