Распознавание состояния активной зоны и анализ достоверности информации системы внутриреакторного контроля при эксплуатации топливных загрузок ВВЭР-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Алыев, Руслан Ровшанович

• Алыев, Руслан Ровшанович
• кандидат наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат наук Алыев, Руслан Ровшанович

Содержание

Введение

Глава 1 Система внутриреакторного контроля

1.1 Назначение и состав

1.1.1 Назначение системы внутриреакторного контроля

1.1.2 Состав СВРК

1.2 Основное оборудование СВРК

1.2.1 Детекторы прямого заряда и сборки внутриреакторных детекторов

1.2.2 Термометры сопротивления и термопары

1.2.3 Программно-технический комплекс ВК СВРК

1.3 Описание алгоритмов СВРК

1.3.1 Определение нейтронно-физических констант

1.3.2 Балансное уравнение для потока нейтронов

1.3.3 Граничные условия для решения балансного уравнения

1.3.4 Расчет энерговыделения с учетом показаний ДПЗ

1.4 Результат аппаратного и программного развития СВРК

1.5 Выводы по главе 1

Глава 2 Анализ состояния измерительной системы и активной зоны реактора ВВЭР-1000 по данным СВРК

2.1 Проверка достоверности показаний ДПЗ

2.1.1 Динамический расчет активной зоны реактора ВВЭР-1000

2.1.2 Метод исключенного ДПЗ

2.2 Проверка достоверности рассчитываемых полей ЭВ

2.2.1 Анализ поведения аксиального офсета

2.2.2 Сравнение полей ЭВ СВРК с расчетными полями ЭВ

2.2.3 Анализ восстановленного поля ЭВ

2.3 Другие вопросы эксплуатации СВРК

2.3.1 Подтверждение положения ОР СУЗ по показаниям ДПЗ

2.3.2 Проверка сцепления штанг приводов ОР СУЗ со своими ПС после выхода реактора ВВЭР-1000 на МКУ мощности

2.4 Выводы по главе 2

Глава 3 Применение математических методов распознавания образов и теории графов для анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000

3.1 Анализ работоспособности измерительной системы и программного обеспечения внутриреакторного контроля ВВЭР-1000

3.1.1 Оценка состояния измерительной системы контроля ЭВ в активной зоне реактора

3.1.2 Сравнение различных ПО СВРК

3.1.3 Результат анализа состояния измерительной системы контроля ЭВ в активной зоне реактора ВВЭР-1000

3.1.4 Анализ программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000

3.1.5 Выводы по разделу 3.1

3.2 Оперативный контроль изменения состояния активной зоны с

помощью представления активной зоны эталонным графом

3.2.1 Представление состояния активной зоны минимальным

остовным деревом

3.2.2 Выбор весовой функции

3.2.3 Контроль за состоянием активной зоны

3.2.4 Анализ результатов

3.2.5 Выводы по разделу 3.2

Глава 4 Программный комплекс «КАРУНД»

4.1 Режимы работы и входные данные программного комплекса

«КАРУНД»

4.2 Описание интерфейса программного комплекса «КАРУНД»

4.3 Выводы по главе 4

Глава 5 Работа программного комплекс «КАРУНД» в некоторых тестовых задачах

5.1 Определение недостоверных показаний измерительной системы ВРК

5.2 Подтверждение положения ОР СУЗ по показаниям измерительной

системы ВРК

5.3 Представление информации о состоянии активной зоны

5.4 Анализ состояния программного обеспечения СВРК

5.5 Выводы по главе 5

Заключение

Список сокращений

Список литературы

Приложение 1 Структурная схема СВРК энергоблока с реактором ВВЭР-

1000

Приложение 2 Пример результата работы метода «исключенного ДПЗ»

подпрограммы «Анализ СВРК»

Приложение 4 Пример каталога с файлами данных эталонного поля ЭВ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Распознавание состояния активной зоны и анализ достоверности информации системы внутриреакторного контроля при эксплуатации топливных загрузок ВВЭР-1000»

Введение

Активная зона - часть реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления и передачи энергии теплоносителю [1; 2].

С точки зрения классификации аварийных ситуаций, аварии на активной зоне относятся к маловероятным событиям. Вероятность их возникновения 10"4 - 10"6 на реакторхгод [1; 3]. Однако последствия этих отказов настолько серьезны, что контролю безопасности и условиям эксплуатации активной зоны уделяется большое внимание [3-5]. Требования к обеспечению безопасной эксплуатации будут все более строгими, если принимать во внимание программу ОАО «Концерн «Росэнергоатом» по повышению мощности реакторных установок ВВЭР-1000 до 104% на 2007-2015 годы, а также недавние события в Японии [6-9].

Объектом исследования данной работы являются условия эксплуатации активной зоны, информативность измерительной системы и программного обеспечения системы внутриреакторного контроля (СВРК) для реакторов ВВЭР-1000.

Определяющая цель работы - повышение безопасности эксплуатации топливных загрузок реакторов ВВЭР-1000 за счет разработки и внедрения дополнительных к существующим методов контроля состояния активной зоны по данным СВРК, состояния программного обеспечения (ПО) внутриреакторного контроля для своевременного обнаружения физических процессов в активной зоне и выявления недостоверных показаний измерительной системы. При этом качество представления информации и оперативность анализа увеличивается.

Для достижения поставленной в работе цели использовались следующие методы исследования: анализ структуры СВРК ВВЭР-1000 и представления

информации оператору, анализ применяемых методов проверки состояния измерительной системы и активной зоны реактора ВВЭР-1000 по данным СВРК, разработка методов и алгоритмов анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000 и их реализация в среде программирования, адаптированной для работы на персональном компьютере с операционной системой Windows для использования на рабочих станциях оперативного персонала, управляющего РУ и экспертов, сопровождающих работу СВРК.

Актуальность работы обусловлена необходимостью внедрения дополнительных, методов контроля за состоянием СВРК, активной зоны реакторов ВВЭР-1000 по данным внутриреакторного контроля в связи с конструктивными изменениями СВРК, модернизацией ПО и увеличением количества данных, представляемых эксплуатационному персоналу. Основные научные результаты, полученные лично соискателем:

1. Проведен анализ существующих методов контроля за состоянием СВРК и активной зоны реакторов ВВЭР-1000. Сделан вывод о необходимости разработки дополнительных методов и алгоритмов для своевременного распознавания состояния активной зоны и анализа достоверности информации системы внутриреакторного контроля.

2. Разработан алгоритм анализа данных измерительной системы и ПО СВРК, основанный на анализе совокупности данных путем линейного преобразования массива измерений с помощью метода главных компонент. Подтверждена возможность, при помощи этого метода, оперативно выявлять недостоверные показания измерительной системы ВРК и проводить сравнение различных версий ПО СВРК.

3. Разработан алгоритм анализа состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000, основанный на представлении совокупности измерений СВРК минимальным остовным деревом (графом). Подтверждена возможность, при помощи этого метода, оперативно представлять объективную информацию об изменении состояния активной зоны

реактора ВВЭР-1000, опираясь только на показания измерительной системы.

4. Выполнен анализ данных измерительной системы внутриреакторного контроля. Выявлены недостоверные показания измерительной системы, не обнаруженные штатной системой, идентифицированы отклонения в состоянии активной зоны. Достоверность результатов подтверждена опытом сопровождения работы СВРК и эксплуатации активных зон реакторов ВВЭР-1000.

5. Получены новые результаты сравнительного анализа различных версий ПО СВРК Калининской АС, которые показывают, что опыт эксплуатации старых версий СВРК не в полной мере учтен в новых версиях.

Научная новизна исследования:

1. На основе метода главных компонент разработан алгоритм анализа состояния активной зоны, измерительной системы, ПО СВРК реактора ВВЭР-1000, который:

- позволяет наглядно представлять состояние измерительной системы ВРК;

- дает возможность объективно (опираясь лишь на формализм разработанной модели), своевременно, на ранней стадии, когда отклонения в работе ПО не приводят к неправильным выводам о состоянии активной зоны, оценить необходимость коррекции физической модели программного обеспечения и эффективность корректировки.

2. Впервые выполнено сравнение различного ПО СВРК в общей системе координат. Разработан новый, дополнительный критерий оценки адекватности физической модели, представленной в ПО, фактическому состоянию активной зоны, который позволяет оценить какое программное обеспечение более правильно описывает распределение энерговыделения в активной зоне.

3. Разработан алгоритм контроля изменения состояния активной зоны по отношению к эталону, использующий представление состояния активной зоны минимальным остовным деревом:

- на основе совместного анализа показаний ДПЗ и ТП обеспечивается контроль практически всей активной зоны;

- наглядное представление изменения состояния активной зоны сокращает время для принятия оперативных решений, если это необходимо, об изменении режимов эксплуатации;

- исключается влияние систематической погрешности измерительных каналов при представлении информации эксплуатационному персоналу.

Практическая значимость исследования. Разработанные методы и алгоритмы анализа измерительной системы, ПО СВРК и состояния активной зоны доведены до конечного программного продукта, который используется в отделе ядерной безопасности и надежности на Калининской АЭС и готовится к внедрению для оперативного контроля. Проанализированы измерительные системы и ПО СВРК блоков № 1, 2, 3 Калининской АС, режимы, связанные с нарушениями в состоянии активной зоны. Полученные результаты подтверждаются опытом эксплуатации активных зон и опытом анализа данных СВРК персоналом, сопровождающим ее работу на блоках Калининской АС, и существенно повышают безопасность эксплуатации АС. На защиту выносится:

1. Обоснованность и необходимость использования методов и алгоритмов для своевременного распознавания состояния активной зоны и анализа достоверности информации системы внутриреакторного контроля.

2. Алгоритмы анализа данных измерительной системы, ПО СВРК и анализа состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000.

3. Результаты анализа данных системы внутриреакторного контроля с помощью разработанных алгоритмов, которые подтверждают

возможность оперативно выявлять недостоверные показания измерительной системы ВРК, сбои в работе ПО СВРК, подтверждают правильность представления информации о состоянии активной зоны эксплуатационному персоналу и возможность оценки ее достоверности.

4. Результаты сравнительного анализа различных версий ПО СВРК Калининской АЭС, которые демонстрируют возможность качественно сравнить между собой две программы восстановления поля ЭВ.

5. Практическая реализация разработанных методов и алгоритмов. Структура диссертационной работы.

В главе 1 описано назначение и состав СВРК типового проекта РУ В-320 с реактором ВВЭР-1000. Приведена структура измерительного комплекса, описано основное оборудование, структура программного обеспечения и основные алгоритмы его работы. Показана необходимость обеспечения дополнительного контроля за функционированием современного ПО СВРК, а также необходимость создания средств обработки и представления возросшего объема информации.

В главе 2 выполнен обзор существующих методов проверки работоспособности измерительной системы ВРК, методов проверки достоверности рассчитываемых СВРК полей ЭВ, а также представлены вопросы эксплуатации активных зон реакторов ВВЭР-1000, которые решаются с помощью разработанных методов.

В главе 3 представлены разработанные методы и алгоритмы анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000. Представлены результаты тестовой работы этих алгоритмов на данных эксплуатации энергоблоков Калининской АС. Показана эффективность разработанных методов и алгоритмов по отношению к существующим при оценке реальных инцидентов в процессе эксплуатации.

В главе 4 представлен программный комплекс «КАРУНД», основанный на методах, приведенных в главе 3. Выполнено описание основных режимов

работы программы и необходимых исходных данных для ее работы. Описан интерфейс программного комплекса «КАРУНД» и работа с ним.

В главе 5 представлена работа программного комплекса с архивами данных блоков № 1, 2, 3 Калининской АС. Полученные результаты согласуются с выводами экспертов, сопровождающих работу СВРК и опытом эксплуатации РУ ВВЭР-1000.

Глава 1 Система внутриреакторного контроля 1.1 Назначение и состав

1.1.1 Назначение системы внутриреакторного контроля

Система внутриреакторного контроля (СВРК) входит в состав системы

контроля управления и диагностики (СКУД) [10] реакторной установки ВВЭР-1000 и обеспечивает в режимах нормальных условий эксплуатации (НУЭ), нарушения нормальных условий эксплуатации (ННУЭ) и при проектных авариях:

- контроль нейтронно-физических и теплогидравлических параметров активной зоны реактора, параметров теплоносителя первого и второго контуров при работе энергоблока в базовом и маневренном режимах, в том числе контроль за распределением энерговыделения в объеме активной зоны;

- защиту активной зоны реактора по локальным параметрам (линейной мощности твэл, запасу до кризиса теплообмена) в диапазоне мощности от 35 до 110 % от номинальной;

- управление распределением энерговыделения по объему активной зоны реактора при работе энергоблока в маневренном режиме.

Функции СВРК подразделяются на: управляющие, информационные, вспомогательные [11-15].

Управляющие функции включают:

- сбор дискретных и аналоговых сигналов датчиков, входящих в состав СВРК и характеризующих состояние линейной мощности ТВЭЛ по объему активной зоны и запас до кризиса теплообмена;

- предварительную обработку (преобразование в цифровой код, масштабирование, фильтрацию и линеаризацию) аналоговых сигналов;

- проверку достоверности полученной информации (проверку границ и/или скорости изменения аналоговых сигналов);

- расчет линейной мощности ТВЭЛ и запаса до кризиса теплообмена;

- формирование и выдачу в аппаратуру логической обработки сигналов системы управления и защиты управляющей системы безопасности инициирующей (AJIOC СУЗ - УСБИ) сигналов защиты при превышении линейной мощности ТВЭЛ допустимых значений (с учетом показаний соседних датчиков контроля нейтронного потока (ДПЗ), контролирующих состояние данного участка активной зоны) для инициирования работы аварийной защиты;

- формирование и выдачу в АЛОС СУЗ-УСБИ сигналов защиты при достижении запаса до кризиса теплообмена в активной зоне реактора недопустимого уровня для инициирования работы аварийной защиты. Информационные функции включают:

- сбор дискретных и аналоговых сигналов от датчиков, входящих в состав СВРК, характеризующих состояние активной зоны реактора, первого и второго контуров, а также прием команд оператора (вызов информационных форматов, распечатка протоколов событий);

- предварительную обработку (преобразование в цифровой код, масштабирование, фильтрацию и линеаризацию) аналоговых сигналов;

- проверку достоверности полученной информации (проверку нахождения сигналов в пределах установленных границ и/или скорости изменения аналоговых сигналов);

- расчет параметров, характеризующих текущее состояние объекта, в том числе значения энерговыделения (ЭВ) TBC в активной зоне, температуры теплоносителя на выходе из тепловыделяющих сборок, «холодных» и «горячих» нитках петель первого контура, давления и перепада давления на реакторе, концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура, расхода теплоносителя и текущей мощности реактора (тепловой и электрической);

- передачу в систему верхнего блочного уровня (СВБУ - верхний уровень СКУД) параметров, определяющих текущее состояние активной зоны

реактора, и сигналов об отклонении за допустимые границы изменения параметров, определяющих пределы безопасной эксплуатации РУ, для последующего представления их на видеограммах и мнемосхемах графических дисплеев, а также для долговременного хранения в общеблочном архиве [15]. Вспомогательные функции включают:

- первоначальный старт и автоматический рестарт отдельных программно-технических средств (при восстановлении питания и устранении неисправностей);

- автоматический контроль исправности (самодиагностику) оборудования СВРК (линий связи, программно-технических средств, каналов связи);

- контроль и калибровку измерительных каналов;

- реконфигурирование резервированных структур с сохранением выполнения функций системы;

- ведение единого с АСУ ТП астрономического времени;

- архивизацию истории работы оборудования СВРК (отказы/восстановления, вмешательство оперативного персонала) с последующим выводом информации по запросу оперативного персонала [15].

1.1.2 Состав СВРК

В состав СВРК, структурная схема которой приведена в приложении 1,

входит множество компонентов, обеспечивающих, в совокупности, выполнение ее основных функций. Датчики:

- Сборки внутриреакторных детекторов (СВРД) - (1) (здесь и далее по разделу 1.1.2 номер устройства на структурной схеме СВРК -приложение 1). Для РУ В-320 использованы СВРД трех типов, которые отличаются между собой местом установки датчиков контроля температуры теплоносителя. КНИТ2Т - предназначен для контроля ЭВ с

помощью семи ДПЗ равномерно размещенных по высоте активной зоны, и для контроля температуры на входе и выходе из активной зоны с помощью термопар. КНИТЗТ - имеет дополнительную (по сравнению с КНИТ2Т) термопару в верхнем объеме реактора (под крышкой реактора). На начальном этапе эксплуатации РУ 3 блока Калининской АЭС принято решение установить СВРД КНИ-5(Б), которые предназначены только для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ; КНИТУ -предназначен для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ, равномерно размещенных по высоте активной зоны, контроля температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, контроля температуры теплоносителя в верхнем объеме, а также предназначен для контроля уровня теплоносителя в корпусе реактора (таблица № 1) [16];

- термометры сопротивления на «холодных» и «горячих» нитках петель первого контура - (2);

- термопары на «холодных» и «горячих» нитках петель первого контура -(2);

- термопары для контроля температуры теплоносителя на выходе из активной зоны - (3);

- датчики теплогидравлических параметров теплоносителя первого контура (давление, перепад давления и т.д.) - (4);

- датчики теплогидравлических параметров теплоносителя второго контура (температура, давление и т.д.) - (5).

Измерительные (сигнальные) кабели:

- измерительные кабели для передачи сигналов от датчиков СВРД до гермопроходок через контаймент - (7, 8);

- измерительные кабели для передачи сигналов от датчиков теплогидравлических параметров теплоносителя и контроля состояния технологического оборудования первого контура до гермопроходок

через контаймент и до измерительной аппаратуры программно-технических комплексов ПТК-3 - (9,10);

- измерительные кабели для передачи сигналов от гермопроходок для датчиков первого контура и датчиков теплогидравлических параметров теплоносителя и контроля состояния технологического оборудования второго контура до клеммного шкафа - (11);

- измерительные кабели от смежных систем (АКНП, ТПТС) до клеммного шкафа-(12);

- измерительные кабели для передачи сигналов от клеммного шкафа до измерительной аппаратуры программно-технического комплекса ПТК-ИУ и сигнальные кабели для передачи управляющих сигналов из ПТК-ИУ в клеммный шкаф - (13);

- сигнальные кабели для передачи сигналов защиты из аппаратуры ПТК-3 в АЛОС УСБИ АЗ, ПЗ - (16) и сигнальные кабели для передачи управляющих сигналов из клеммного шкафа в комплекс электрооборудования (КЭ) СУЗ-УСБИ - (17). Программно-технический комплекс нижнего уровня ПТК-НУ:

- программно-технический комплекс формирования сигналов защиты ПТК-3, включающий два трехканальных комплекта (шесть стоек УИ-174Р07 с программой функционирования ПФ ПТК-3) - (20). Предназначен для формирования сигналов защиты активной зоны по локальным параметрам;

- информационно-управляющий программно-технический комплекс ПТК-ИУ, включающий два канала (две стойки УИ-174Р08 с программой функционирования ПФ ПТК-ИУ) - (21);. Предназначен для выдачи в КЭ СУЗ-УСБИ сигналов управления распределением поля энерговыделения в активной зоне реактора, при поступлении в него задания на изменение положения органов регулирования ОР СУЗ в маневренных режимах эксплуатации РУ;

- станция контроля нижнего уровня (СК-НУ) (одно устройство СК-01П-02 с программой поддержки эксплуатации ППЭ) - (19). Предназначена для поддержки эксплуатации оборудования ПТК-НУ и ПТК - ВРШД в период работы реактора на мощности и проверки работоспособности оборудования ПТК-НУ в период планово-предупредительного ремонта (ППР);

- программно-технический комплекс ВК СВРК, (две стойки ВК-01Р-10 со встроенными в них коммутаторами СВРК, с системным СПО и прикладным программным обеспечением ППО СВРК) - (22). Предназначен для восстановления поля энерговыделения, расчета основных параметров РУ, контроля и сигнализации отклонения за допустимые пределы параметров, определяющих безопасность эксплуатации РУ, формирования команд на управление положением органов регулирования, передачи информации в смежные системы;

- сервисная станция дежурного инженера ССДИ (одна стойка ИС-01П с системным СПО и прикладным ППО программным обеспечением) -(28). Предназначена для загрузки программного обеспечения ВК СВРК, поддержки эксплуатации оборудования ВК СВРК, накопления и долговременного хранения (архивизации) значений контролируемых параметров с возможностью их вывода по запросу эксплуатирующего персонала.

1.2 Основное оборудование СВРК

1.2.1 Детекторы прямого заряда и сборки внутриреакторных детекторов ДЕТЕКТОРЫ ПРЯМОГО ЗАРЯДА (ДПЗ) предназначены для

контроля локального значения плотности потока нейтронов

(энерговыделения) в активной зоне ядерных реакторов. ДПЗ представляет

собой источник тока, в котором измеряемый ток возникает за счет

использования кинетической энергии заряженных частиц, возникающих при

взаимодействии нейтронов реактора с нейтронно-чувствительным элементом ДПЗ [11; 17; 18].

Сборка внутриреакторных детекторов ? (СВРД) обеспечивает контроль:

■Яр

Нагрвюемы» Термопары

тп

уровень

II / / / \

- распределения плотности потока нейтронов (энерговыделения) по объему активной зоны;

- мощности реактора и отдельных частей его активной зоны;

- расхода теплоносителя через TBC;

- температуры теплоносителя;

- аварийной температуры реактора;

- уровня теплоносителя в реакторе;

Рисунок 1 СВРД

10 9

7

\

8/6

1. эмиттер

2. изолятор

3. коллектор

4. линия связи

5. оболочка

6. изоляция кабеля

7. токовая жила

8. фоновая жила

9. гермоввод

10. токовыводы

Рисунок 2 ДПЗ

В применяемых на реакторах ВВЭР детекторах типа ДПЗ-1М (рис. 2) эмиттер представляет собой родиевую проволочку диаметром 0,5 и длиной 200 мм. Изолятор изготовлен из кварцевой трубки, коллектор - из нержавеющей трубки диаметром 1,3 мм. В качестве линии связи используется двухжильный кабель с изоляцией из окиси магния. Выходной сигнал ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения, который в свою очередь связан с энерговыделением в

ближайших твэлах. Восстановление поля ЭВ по сигналам ДПЗ осуществляется на основе коэффициентов пропорциональности, зависящих от многих факторов, в том числе от обогащения топлива и его выгорания, концентрации борной кислоты, температуры теплоносителя и т.д. Значения этих коэффициентов находят расчетным путем. При нахождении коэффициентов учитывают также и выгорание материала эмиттера ДПЗ. В активной зоне ДПЗ, расположенные на одной вертикали, конструктивно объединяются в СВРД или нейтронно-измерительный канал (КНИ). КНИ серийных реакторов ВВЭР-1000 (рис. 1) состоит из защитной арматуры 4, детекторной части 5 и миниатюрного разъема 1. Арматура 4 предназначена для защиты ДПЗ от механических воздействий и контакта с теплоносителем первого контура и обеспечивает герметизацию первого контура. В состав детекторной части входят семь детекторов ДПЗ-1М, равномерно размещенных по высоте активной зоны с шагом 437,5 мм, защитный экран 6, узел уплотнения 3 и семь линий связи 2. Каждая линия связи кроме сигнального проводника содержит фоновый проводник. Защитный экран предназначен для уменьшения фонового тока, возникающего в линии связи 2 под воздействием бетта-излучения эммитеров ДПЗ. С этой целью все семь детекторов располагают по одну сторону экрана, а их линии связи - по другую сторону. Узел уплотнения расположен в верхней части КНИ и предназначен для обеспечения герметичности первого контура при появлении течи в защитной арматуре. Разъем типа РС-19 обеспечивает подсоединение КНИ к линиям связи с целью передачи сигналов ДПЗ к аппаратуре СВРК [11; 18; 19]. Достоинства ДПЗ:

- эксплуатация в условиях активной зоны;

- миниатюрность (диаметр чувствительной части 1,4-1,5 мм) обеспечивает размещение достаточно большого количества ДПЗ в реакторе и совмещение в одной сборке детекторов, обеспечивающих измерение

различных параметров, без существенных затруднений в проведении основного технологического процесса;

- высокая, технологически достижимая идентичность ДПЗ (±0,75%);

- не требует нейтронной калибровки в процессе изготовления;

- линейность относительно измеряемого параметра;

- практически неограниченный верхний предел измерения;

- малое и легко учитываемое выгорание материала эмиттера;

- малая чувствительность к гамма-фону реактора;

- рабочие температуры до 650°С. Имеется опыт использования при более высоких температурах.

Таблица № 1 Типы СВРД

СВРД Назначение ДПЗ шт. Контроль температуры Уровень теплоносителя Расход теплоносителя

ТП шт. аварийной

кни Контроль плотности потока нейтронов (энерговыделения) 7 нет нет нет нет

книт КНИ + контроль температуры теплоносителя на выходе из TBC 7 1 да нет да

книтт КНИТ + 1 термопара для контроля температуры теплоносителя на входе в активную зону 7 2 да нет да

КНИТ2Т КНИТ + 2 термопары для контроля температуры теплоносителя на входе в активную зону и под верхним блоком корпуса реактора 7 3 да нет да

КНИТУ КНИТТ + контроль уровня теплоносителя в корпусе реактора датчик 7 2 да 3 точки контроля да

КИТУ Контроль уровня теплоносителя и темп. нет 2 да 5 точек контроля нет

Сборки внутриреакторных детекторов для реакторов с водой под

давлением имеют вид, представленный на рисунке 1 и подразделяются на

несколько типов по способу изготовления и выполняемым функциям (таблица 1) [11; 15; 18].

СВРД, при наличии соответствующей электроники, обеспечивают выработку сигналов для систем автоматического регулирования и защиты, включая локальные, измерения реактивности, периода реактора т.п. Достоинства СВРД:

- обеспечивает измерение параметров внутриреакторного контроля в соответствии с [20];

- конструкция СВРД обеспечивает ее работоспособность в условиях максимальной проектной аварии [1];

- исключение наведенной радиоактивности в поставляемых сенсорах;

- возможность проведения модернизаций и модификаций СВРД;

- небольшие размеры изделий, что обеспечивает размещение достаточно большого их количества в реакторе без существенных затруднений в проведении основного технологического процесса и возможность совмещения в одной сборке детекторов обеспечивающих измерение различных параметров.

1.2.2 Термометры сопротивления и термопары

В системе ВРК используются термодатчики двух типов - термопары ТП

и термосопротивления ТС. В системе ВРК ТП используют для работы в тяжелых условиях внутри корпуса реактора для массовых измерений температуры теплоносителя на выходе из топливных кассет, а также температуры теплоносителя в общем объеме. ТС применяют для проведения точных измерений в менее тяжелых условиях. Например, по ТС, установленным на холодных и горячих нитках циркуляционных петель, осуществляют калибровку всех ТП первого контура [17; 18].

Если в системах термоконтроля первых реакторов типа ВВЭР использовались ТП хромель-копель, то в системах ВРК серийных реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 использовались ТП градуировки хромель-алюмель,

градуировочная характеристика которых меньше зависит от дозы радиационного облучения, несмотря на то, что эти ТП обладают вдвое меньшей чувствительностью [11; 21]. Работа ТП основана на термоэлектрическом эффекте, т.е. возникновении термо-ЭДС в замкнутой цепи из двух разнородных проводников при наличии разности температур между холодным и горячим спаями проводника. При измерении температуры с помощью ТП ее горячий спай помещают в точку измерения, а в разрыв холодного спая включают измерительный прибор. Поскольку термо-ЭДС зависит от разности температур холодного и горячего спаев, для получения абсолютного значения температуры необходимо внести поправку на температуру холодного спая (так называемая компенсация температуры холодного спая).

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Алыев, Руслан Ровшанович, 2013 год

Список литературы

1. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций НП-082-07. Утверждены постановлением Ростехнадзора от 10.12.2007 №4. Введены с 1 июня 2008 г.

2. Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций. - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. - 220 с.

3. Instrumentation and Control Systems Important to Safety in Nuclear Power Plants. Safety guide. IAEA safety standards series № NS-G-1.3. - Vienna, Austria, 2002.

4. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев A.M. Безопасность ядерных энергетических установок. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 280 с.

5. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. -М.: Атомиздат, 1977. - 216 с.

6. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский A.C., Осадчий А.И. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 264 с.

7. Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк H.A., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. - 333 с.

8. Программа повышения мощности энергоблоков с ВВЭР-1000, №АЭС ВВЭР ПРГ - 120 К04. - М.: ОАО «Концерн Росэнергоатом», 2007.

9. International atomic energy agency [Электронный ресурс] //Fukushima Nuclear Accident Update Log [сайт]. 2011. URL: http://www.iaea.org/newscenter/news/201 l/fukushimafull.html (дата обращения: 09.07.2011).

10. Шальман М.П., Плютинский В.И. Контроль и управление на атомных электростанциях. - М.: Энергия, 1979. - 272 с.

11. Брагин В.А., Батенин И.В., Голованов М.Н. Системы внутриреакторного контроля АЭС с реакторами ВВЭР. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 128 с.

12. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Финкель Б.М. Системы диагностирования ВВЭР. - М.: Энергоатомиздат, 2010. — 391 с.

13. Ломакин С.С. Ядерно-физические методы диагностики и контроля активных зон реакторов АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 120 с.

14. Инструкция по эксплуатации системы контроля, управления и диагностики реакторной установки. 03.--.ПЭ.0162.46. - ОАО «Концерн Росэнергоатом» филиал «Калининская АС», 2010.

15. Система внутриреакторного контроля СВРК-05Р. Общее описание. №52837285.42510.411 ПД. - «СНИИП-АСКУР», 2003.

16. Инструкция по эксплуатации системы аварийного контроля уровня теплоносителя в корпусе реактора. 03.--.ПЭ.0140.46. - ОАО «Концерн Росэнергоатом» филиал «Калининская АС», 2010.

17. Боланд Дж. Приборы контроля ядерных реакторов (внутризонные). Пер.с англ. - М.: Атомиздат, 1973. - 222 с.

18. Инструкция по эксплуатации средств измерений теплофизических параметров. 03.~.ПЭ.0086.46. — ОАО «Концерн Росэнергоатом» филиал «Калининская АС», 2010.

19. Цимбалов С.А. Характеристики родиевого детектора нейтронов ДПЗ-1М. Препринт ИАЭ-3899/4, 1984.

20. ГОСТ 26635-85 Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля. -М.: Госстандарт СССР, 1985.

21. Бессалов Г.Г., Денисов В.П., Мельников Н.Ф., Драгунов Ю.Г. Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности. - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004.-208 с.

22. Устройство серверное вычислительное СВУ-01Р-02. Руководство по эксплуатации ПКЕМ.466515.001-02 РЭ. - «СНИИП-АСКУР», 2004.

23. Рабочее место контролирующего физика. Прикладное программное обеспечение. Руководство сопровождающего физика. РНЦ КИ, инв. № 7767, 2012.

24. The MCU-RFFI Monte Carlo Code for Reactor Design Applications. E. A. Gomin, L. V. Maiorov. Proc. Of Int. Conf. on Math. And Сотр. Reac. Phys. And Envir. Analyses, American Nuclear Society, April 30-March 4, 1995, Portland Oregon, USA.

25. Calculation of rhodium SPND sensitivity with the Monte-Carlo code MCU-REA. S.S. Gorodkov, E.A. Gomin, et al. Int. symposium safety related measurements in reactors, 10-12 September 2002, Moscow.

26. Программа TBC-M. Регистрационный номер паспорта аттестации ПС № 239 от 23.09.2008. Федеральная служба по экологическому, техническому и атомному надзору, 2008.

27. Сидоренко В.Д., Болынагин С.Н., Курченков А.Ю., Лазаренко А.П., Цветков В.М. Программа ТВС-М. Описание алгоритма и инструкция для пользователя. Отчет РНЦ КИ, инв. № 32/1-18-203, 2003.

28. Афров A.M., Андрушечко С.А., Украинцев В.Ф. и др. ВВЭР-1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. -М.: Университетская книга, Логос, 2006. - 488 с.

29. Бартоломей Г.А., Бать Г.А., Байдаков В.Д., Алхутов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1982. - 512 с.

30. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1986. - 304 с.

31. Крючков В.П., Андреев Е.А., Хренников Н.Н. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 2006. -288 с.

32. Горохов А.К., Драгунов Ю.Г., Лунин Г.Л. и др. Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР. - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. - 496 с.

33. Саркисов A.A., Пучков В.Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 504 с.

34. Ананьев Ю.А., Богачев Г.А. Расчет поля энерговыделения в шестигранных кассетах (программа «Шестигранник»). Препринт ИАЭ-2417, 1974.

35. Петрунин Д.М., Семенов В.Н.Трехмерные программы имитаторы работы ВВЭР. //ВАНТ. Серия: физика и техника ядерных реакторов. - 1985. -вып. 9. - С.44-49.

36. Цех физических и динамических испытаний «Нововоронежатомтехэнерго» [Электронный ресурс] // История СВРК [сайт]. 2009. URL: http://www.atesvrk.narod.ru/history.html (дата обращения: 17.12.2011).

37. Филимонов П.Е., Мамичев В.В., Аверьянов С.П. Программа «Имитатор реактора» для моделирования маневренных режимов работы ВВЭР-1000 //Атомная энергия. - 1998. - т. 84. - вып. 6. - С.560-563.

38. Филимонов П.Е., Аверьянов С.П. Настройка расчетной модели на текущее состояние реактора //Атомная энергия. - 1996. - т.80. - вып. 6. -С.482.

39. Мишулина O.A., Пенегин A.A., Трофимов А.Г. и др. Моделирование нейтронного потока в активной зоне ВВЭР с помощью нейросетевых технологий //Научная сессия МИФИ. Физико-технические проблемы ядерной энергетики. - 2007. - том 8. - С.160-162.

40. Технический отчет. Результаты исследований нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000 блока № 3 Калининской АЭС в процессе поэтапного освоения проектной мощности. Per. номер ПТО КлнАЭС № 0143.

41. Саунин Ю.В. Разработка методик комплексных испытаний систем внутриреакторного контроля ВВЭР. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. — Мытищи -Нововоронеж, 2010.

42. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и измерений для топливных загрузок ВВЭР-1000. РД ЭО 1.1.2.25.0501-2008.

43. Комплекс программ КАСКАД. Программа БИПР-7А. Описание алгоритма. Описание применения. Отчет о научно-исследовательской работе РНЦКИ, инв. № 32/1-52-402, 2002.

44. Лизоркин М.П., Курченкова Г.И., Лебедев В.И. Аннотация программы ПЕРМАК-У //ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. - 1988.-вып. 4.- 9 с.

45. Torpe & Hotpoint in-core monitoring systems for WWER-440 nuclear power plants. T. Polak. Proc. Of Specialists' Meeting In-core instr. and core assess., Nuclear Energy Agency, October 14-17, 1996, Mito-shi, Japan.

46. Быков A.B. Оценка влияния эксплуатационных факторов и ошибок модели на достоверность восстановления поля энерговыделения в ПО «Круиз» на примере блока 4 Ровенской АЭС. - «СНИИП-Атом», 2009.

47. Завьялов Л.А. Экспериментальное исследование восстановления полей энерговыделения в реакторах РБМК-1000 // Полярное сияние 2005: Тез. докл./ VIII Международная молодежная научная конференция, г. Санкт-Петербург, 31 января - 06 февраля 2005.

48. Reactor core monitoring in terms of mixed fuel loading. V.V. Ivanov. Proc. Of the Symp. Dysnai, Ignalina Youth Nuclear Association, July 02, 2002, Visaginas, Lithuania.

49. An on-line adaptive core monitoring system. J.A. Verspeek, J.C. Bruggink, J. Karuza. Proc. Of Specialists' Meeting In-core instr. and core assess., Nuclear Energy Agency, October 14-17, 1996, Mito-shi, Japan.

50. Киселев A.B., Адеев B.A. Эволюция систем внутриреакторного контроля и прогноза параметров реактора на Кольской АЭС// Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность. Тез. докл./ Отраслевая научно-практическая конференция молодых специалистов и аспирантов, ЗАТО Северск, 18-22 ноября 2008.

51. Курченков А.Ю. Переходные функции, используемые при восстановлении и контроле энерговыделения реакторных установок водо-водяного типа. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. - Москва, 2013.

52. OECD Nuclear Energy Agency [Электронный ресурс] //In-core instrumentation and core assessment [сайт]. 2003. URL: http://www.oecd-nea.org/science/rsd/ic96 (дата обращения: 03.09.2009).

53. Комплексные испытания модернизированной системы внутриреакторного контроля при вводе в эксплуатацию блока №3 Калининской АЭС. ФГУП «Атомтехэнерго» Нововоронежский филиал «Нововоронежатомтехэнерго», 2007.

54. Никитюк В.П., Казахмедов А.Г., Ваулин А.С. и др. Приводы СУЗ реакторов ВВЭР для атомных электростанций. - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004.-325 с.

55. Королев В.В. Системы управления и защиты АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 128 с.

56. Технологический регламент безопасной эксплуатации блока №3 Калининской АЭС. 03.--ПУ.0024.02. - ОАО «Концерн Росэнергоатом» филиал «Калининская АС», 2004.

57. Лескин С.Т. Алгоритмы классификаций для анализа состояний активной зоны по данным измерительной системы внутриреакторного контроля //Известия вузов. Ядерная энергетика. - 1996. - №4. - С.20-26.

58. Лескин С.Т., Жидков C.B. Представление состояния активной зоны ВВЭР 1000 минимальным связным графом. //Известия вузов. Ядерная энергетика. - 1997. - №4. - С.9-14.

59. Лескин С.Т. Статистическая модель диагностики активной зоны ВВЭР. //Известия вузов. Ядерная энергетика. - 1996. - №6. - С.33-39.

60. Ту Дж., Гонсалес Р. Принципы распознавания образов. - М.: Мир, 1978.-414 с.

61. Беллман Р. Введение в теорию матриц. - М.: Наука, 1969. - 367 с.

62. Демидович Б.П., Марон И.А., Шувалова Э.З. Численные методы анализа. Приближение функций, дифференциальные и интегральные уравнения. - М.: Наука, 1967. - 368 с.

63. Хорн Р., Джонсон Ч. Матричный анализ. - М.: Мир, 1989. - 656 с.

64. Фукунага К. Введение в статистическую теорию распознавания образов. - М.: Наука, 1979. - 368 с.

65. Вапник В.Н., Червоненкис А.Я. Теория распознавания образов. Статистичские проблемы обучения. - М.: Наука, 1974. - 416 с.

66. Фу К. Структурные методы в распознавании образов. - М.: Мир, 1977.-320 с.

67. Кобзарь А.И. Прикладная математическая статистика. Для инженеров и научных работников. - М.: Физматлит, 2006. - 816 с.

68. Козлов М.В. Элементы теории вероятностей в примерах и задачах. - М.: Изд-во МГУ, 1990. - 344 с.

69. Линник Ю.В. Метод наименьших квадратов и основы теории обработки наблюдений. - М.: Физматгиз, 1968. - 337 с.

70. Салий В.Н., Богомолов A.M. Алгебраические основы теории дискретных систем. - М.: Физматлит, 1997. - 368 с.

71. Сизиков B.C. Устойчивые методы обработки результатов измерений. - СПб.: Специальная литература, 1999. - 240 с.

72. Алыев P.P. Лескин С.Т. Использование графа для представления информации о состоянии активной зоны реактора ВВЭР-1000 //Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2010 - № 4. - С.64-71.

73. Басакер Р., Саати Т. Конечные графы и сети. - М.: Наука, 1974. -

368с.

74. Емеличев В.А., Мельников О.И., Сарванов В.И., Тышкевич Р.И. Лекции по теории графов. - М.: Наука, 1990. - 384с.

75. Зыков A.A. Основы теории графов. - М.: Наука, 1987. - 383 с.

76. Инструкция по эксплуатации комплекса оборудования системы управления и защиты реакторной установки (УСБ A3, ПЗ). 03.~.ПЭ.0119.46. - ОАО «Концерн Росэнергоатом» филиал «Калининская АС», 2010.

77. Овчинников Ф.Я., Вознесенский В.А., Семенов В.В. и др. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000. - М.: Энергоатомиздат, 1992. -416с.

78. Овчинников Ф.Я., Голубев Л.И., Добрынин В.Д. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1979. - 288 с.

79. Татт У. Теория графов. - М.: Мир, 1988. - 423 с.

80. Архангельский А.Я. Программирование в С++ Builder 6. - М.: Изд-во БИНОМ, 2003. - 1304 с.

81. Культин Н.Б. С++ Builder в задачах и примерах. - СПб.: БХВ-Петербург, 2005. - 336 с.

82. Холингворт Дж., Сворт Б., Кэшмэн М., Густавсон П. Borland С++ Builder. Руководство разработчика. - М.: Изд-во Вильяме, 2004. - 976 с.

83. Кук Д., Бэйз Г. Компьютерная математика. - М.: Наука, 1990. -

384 с.

84. Рейнгольд Э., Нивергельт Ю., Део Н. Комбинаторные алгоритмы. Теория и практика. - М.: Мир, 1980. - 478 с.

85. Алыев P.P. Лескин С.Т. Программный комплекс анализа состояния СВРК и представления информации о состоянии активной зоны реактора ВВЭР-1000 - «КАРУНД» //Известия вузов. Ядерная энергетика. -2012.-№ 1. - С.42-50.

86. Алыев P.P. Лескин С.Т. Метод анализа работоспособности измерительной системы и программного обеспечения внутриреакторного контроля ВВЭР-1000 //Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2008. - № 3. -С.4-12.

87. Алыев P.P., Лескин С.Т. Разработка методов анализа работоспособности и сравнения систем внутриреакторного контроля

реакторов ВВЭР-1000 //Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-7 октября 2007 - с. 25.

88. Вентцель Е.С. Теория вероятностей. - М.: НАУКА, 1969. - 576 с.

89. Алыев P.P., Лескин С.Т. Использование графа для представления информации о стоянии активной зоны реактора ВВЭР-1000// Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. XI Международной конференции, Обнинск, НОУ «ЦИПК», 29 сентября - 2 октября 2009. - с. 100-102.

90. ГОСТ Р 50088-92 Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов. - М.: Госстандарт России, 1992.

91. Анализ эффективности топливоиспользования на энергоблоках АЭС с ВВЭР. Технический отчет ОАО «ВНИИАЭС», инв. № 0-311-227/12, 2012.

92. Чапаев В.М., Алыев P.P. Исследование возможности использования показаний внутриреакторных детекторов энерговыделения для корректировки поправок к боковым граничным условиям для нейтронно-физического расчета активной зоны реактора ВВЭР-1000 //Молодежь: безопасность, наука, производство: тез. докл. III Международная научно-техническая конференция [Электронный ресурс]. - Балаково. - 2010. - 1 эл. опт. Диск (CD-ROM).

Приложение 1 Структурная схема СВРК энергоблока с реактором ВВЭР-1000

* КАРУНД

'УД-Т "'""У Т ЧИР"— "*"*.......—У*""

Открыть Правка Сервис Настройки Кашгк]

Архив

—

1.............1.....■ /

аГ

4 200В 22 14 1В 01 05 200814 40:34 05 05 2008 14 54.08

Е)Пред. |В С<ия]г ^[ЭОО-^Шат

К» Е'=<

Состояние АЗ

50 40

30 20 10 а 0 -10 -20 -30 -40 -50

[Й1!

-50 -40 -30 -20 -10 0 10 20 30 40 50 Х(»-Х(0)

[кит] I |аеП| I (О] | МеП <МС|| |

03 05 2008 01 52:42

<Маэ> 1369 [МВт] <ТЭФ> 258 8 [су ] <М_ТВС> 133 <М_КНИ> -1 <М_группы> 5

) 12 34 567(

<61п> 16(тыс.т/час <62п> 16(тыст/час <6Эп> 16[тыс т/час <й4п> 17]тыс.т/час <Тгм 1>293Э0(грао| <Тгн 2>294 50(граа) <Тгн 3>294 50(грав) <Тгн 4>2Э4 0С(граа| <Ткн 1>280 90(грай1 <Тхи 2>281 00(граа| <Тни 3>282 00(граи| <Тки 4>281 50(граа|

Н^Аесоуе

Г" 5Ьсуея Иоо« -Н

1 527 11 453 I 1 359 I 1 418 I 1 098 I 09531 I 08633 I 3285 I 318 I 3.027 | 2.82 I 2.309 II 883 I 1.523 |

. |С \Piografii Р*е:\Во||агсЛСВи**к6М Ц Г Читать из Файл

□

□

0а1аТуре

г <х>

№ <Х-Х_ср: бе)Оа1а I

В<В(п9

Рисунок 12 Представление информации о состоянии активной зоны

Приложение 2 Пример результата работы метода «исключенного ДПЗ»

# dqed.dat 17.08.2012 09:02:43

#---------------------------------------------------------------------

# сКЗЕ^яЛ 4.771

#---------------------------------------------------------------------

# сКЗЕ^гес! 0.620

#---------------------------------------------------------------------

# адЕБ_тах 12.973

#---------------------------------------------------------------------

# сКЗЕВ_гшп -23.302

#---------------------------------------------------------------------

#

шрг скзеб(%) #:::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::::

1 1 -0.250 7 6 0.000 14 4 0.000

1 2 -0.000 7 7 0.000 14 5 0.000

1 3 -0.253 8 1 -4.277 14 6 0.000

1 4 3.469 8 2 -3.839 14 7 0.000

1 5 1.204 8 3 -4.889 15 1 0.000

1 6 -2.657 8 4 -1.282 15 2 0.000

1 7 1.222 8 5 0.000 15 3 0.000

2 1 0.000 8 6 4.001 15 4 0.000 2 2 -0.000 8 7 -6.257 15 5 0.000 2 3 -0.000 9 1 -4.989 15 6 0.000 2 4 -1.944 9 2 -4.816 15 7 0.000 2 5 -1.273 9 3 -3.554 16 1 -1.920 2 6 -1.397 9 4 -3.486 16 2 -6.938

2 7 1.088 9 5 -3.900 16 3 -2.626

3 1 0.000 9 6 -4.291 16 4 -2.565 3 2 -0.000 9 7 -5.389 16 5 -0.207 3 3 -0.000 10 1 -2.384 16 6 -3.071 3 4 -0.000 10 2 1.089 16 7 -4.951 3 5 -0.000 10 3 -1.244 17 1 -0.915 3 6 -0.000 10 4 -1.053 17 2 -0.709

3 7 0.000 10 5 -1.432 17 3 -4.447

4 1 -2.729 10 6 -1.420 17 4 2.599 4 2 0.871 10 7 3.132 17 5 1.539 4 3 -2.147 11 1 3.406 17 6 1.194 4 4 -0.599 11 2 3.441 17 7 3.285 4 5 3.392 11 3 1.319 18 1 -0.000 4 6 0.618 11 4 2.923 18 2 -0.000

4 7 -5.612 11 5 7.112 18 3 -0.000

5 1 -0.000 11 6 0.000 18 4 -0.000 5 2 0.000 11 7 1.923 18 5 -0.000 5 3 0.000 12 1 0.013 18 6 -0.000 5 4 -0.000 12 2 6.988 18 7 -0.000 5 5 -0.000 12 3 1.440 19 1 2.936 5 6 0.000 12 4 0.376 19 2 3.507

5 7 0.000 12 5 0.023 19 3 5.673

6 1 -0.000 12 6 -1.391 19 4 0.000 6 2 0.000 12 7 6.770 19 5 10.192 6 3 0.000 13 1 -0.000 19 6 1.976 6 4 -0.000 13 2 1.434 19 7 0.822 6 5 -0.000 13 3 -0.301 20 1 0.636 6 6 0.000 13 4 -1.487 20 2 1.695

6 7 0.000 13 5 -0.595 20 3 -0.994

7 1 0.000 13 6 -0.102 20 4 0.698 7 2 0.000 13 7 1.486 20 5 1.550 7 3 0.000 14 1 0.000 20 6 2.146 7 4 0.000 14 2 0.000 20 7 4.834 7 5 0.000 14 3 0.000 21 1 -0.174

21 2 1.984 30 1 9.668 38 7 -2.474

21 3 -0.413 30 2 7.790 39 1 -1.274

21 4 0.453 30 3 7.454 39 2 -4.275

21 5 2.885 30 4 7.808 39 3 -3.706

21 6 -2.496 30 5 10.66 39 4 -2.276

21 7 1.334 30 6 0.000 39 5 -1.651

22 1 0.000 30 7 -8.60 39 6 -2.853

22 2 0.368 31 1 1.569 39 7 -9.129

22 3 -1.160 31 2 -0.000 40 1 -3.396

22 4 2.043 31 3 -1.242 40 2 -4.505

22 5 1.799 31 4 -0.119 40 3 -2.483

22 6 2.574 31 5 1.285 40 4 -2.622

22 7 9.576 31 6 2.087 40 5 -12.012

23 1 0.609 31 7 3.419 40 6 -3.491

23 2 -1.258 32 1 -16.00 40 7 -6.017

23 3 5.401 32 2 -7.867 41 1 -0.387

23 4 -2.930 32 3 -15.295 41 2 -2.720

23 5 -0.000 32 4 -6.809 41 3 -2.102

23 6 -1.861 32 5 -16.231 41 4 0.253

23 7 -1.313 32 6 -15.706 41 5 0.103

24 1 1.515 32 7 -0.000 41 6 -0.132

24 2 4.355 33 1 4.241 41 7 -2.240

24 3 4.654 33 2 6.367 42 1 -9.548

24 4 1.470 33 3 6.042 42 2 -1.850

24 5 -0.660 33 4 0.000 42 3 -4.161

24 6 2.067 33 5 3.339 42 4 -0.594

24 7 0.000 33 6 3.236 42 5 -0.614

25 1 0.000 33 7 5.466 42 6 -1.089

25 2 5.988 34 1 3.579 42 7 -0.685

25 3 1.641 34 2 -4.890 43 1 0.874

25 4 2.593 34 3 8.101 43 2 2.950

25 5 1.159 34 4 2.852 43 3 1.087

25 6 1.038 34 5 8.879 43 4 -0.743

25 7 0.076 34 6 -0.110 43 5 -0.935

26 1 4.912 34 7 2.612 43 6 -4.767

26 2 11.094 35 1 3.225 43 7 1.010

26 3 8.292 35 2 6.087 44 1 -0.019

26 4 7.488 35 3 2.282 44 2 0.894

26 5 3.798 35 4 1.550 44 3 -0.759

26 6 2.148 35 5 4.170 44 4 0.041

26 7 11.728 35 6 2.578 44 5 1.435

27 1 6.016 35 7 0.616 44 6 1.490

27 2 4.976 36 1 -0.000 44 7 5.640

27 3 2.231 36 2 -0.000 45 1 -4.288

27 4 0.483 36 3 -0.000 45 2 -3.097

27 5 0.259 36 4 -0.000 45 3 -2.114

27 6 0.097 36 5 -0.000 45 4 -2.859

27 7 5.697 36 6 -0.000 45 5 -0.000

28 1 1.189 36 7 -0.000 45 6 -2.672

28 2 4.545 37 1 4.729 45 7 -0.000

28 3 2.425 37 2 1.552 46 1 -1.159

28 4 5.140 37 3 6.060 46 2 0.223

28 5 3.822 37 4 -4.228 46 3 -1.957

28 6 0.000 37 5 -2.289 46 4 -1.403

28 7 6.820 37 6 -6.935 46 5 -3.040

29 1 6.308 37 7 -3.460 46 6 -2.198

29 2 6.615 38 1 -3.826 46 7 2.209

29 3 7.479 38 2 -2.449 47 1 -7.804

29 4 2.846 38 3 0.520 47 2 -3.630

29 5 -2.295 38 4 -0.701 47 3 -11.261

29 6 0.933 38 5 -0.359 47 4 -4.246

29 7 8.301 38 6 -2.814 47 5 -23.302

47 6 -2.421 53 5 3.480 59 4 4.977

47 7 -4.144 53 6 2.453 59 5 8.135

48 1 -2.717 53 7 7.410 59 6 12.267

48 2 -3.066 54 1 -0.321 59 7 5.883

48 3 -3.979 54 2 5.182 60 1 0.000

48 4 -1.429 54 3 5.734 60 2 0.000

48 5 -1.294 54 4 1.286 60 3 0.000

48 6 -1.992 54 5 5.703 60 4 0.000

48 7 -7.006 54 6 2.368 60 5 0.000

49 1 3.562 54 7 12.973 60 6 0.000

49 2 0.575 55 1 0.881 60 7 0.000

49 3 3.329 55 2 -12.925 61 1 -0.000

49 4 1.633 55 3 2.392 61 2 -0.000

49 5 0.424 55 4 -1.919 61 3 -0.000

49 6 -0.471 55 5 -0.000 61 4 -0.000

49 7 1.661 55 6 -0.000 61 5 -0.000

50 1 -0.000 55 7 -10.619 61 6 -0.000

50 2 -0.000 56 1 0.000 61 7 -0.000

50 3 -0.000 56 2 5.177 62 1 0.000

50 4 -0.000 56 3 2.967 62 2 6.737

50 5 -0.000 56 4 4.534 62 3 1.856

50 6 -0.000 56 5 7.134 62 4 2.939

50 7 -0.000 56 6 6.429 62 5 2.001

51 1 2.101 56 7 6.677 62 6 0.522

51 2 -0.529 57 1 2.484 62 7 2.354

51 3 -0.701 57 2 1.276 63 1 -0.000

51 4 -2.861 57 3 2.587 63 2 -0.000

51 5 -2.650 57 4 -0.295 63 3 -0.000

51 6 -1.303 57 5 0.728 63 4 -0.000

51 7 4.791 57 6 1.583 63 5 -0.000

52 1 4.708 57 7 6.715 63 6 -0.000

52 2 6.858 58 1 -1.799 63 7 -0.000

52 3 3.407 58 2 -0.000 64 1 -0.000

52 4 2.356 58 3 -1.525 64 2 -0.000

52 5 3.436 58 4 -0.891 64 3 -0.000

52 6 2.342 58 5 2.388 64 4 -0.000

52 7 5.894 58 6 -0.754 64 5 -0.000

53 1 7.425 58 7 4.274 64 6 -0.000

53 2 8.068 59 1 9.320 64 7 -0.000

53 3 2.437 59 2 9.130

53 4 2.475 59 3 7.871

Приложение 3 Пример инициирующего файла Filename.ini для

подпрограммы «Анализ СВРК»

Filename.ini - AkelPad

Файл Правка Вид Настройки Справка

|c:\Program Fi 1es\Borland\CBui1der6\Proqects\l-HigherEducationl\oT4eT\L.dat I с:\Program Fi!es\Borland\CBui1der6\Pro;jects\l-Hi gher Educati оп1\отчет\о.dat с:\Program Fi Л es ,вог 1and\CBui1der6\Pr cqectsXl-Hi gherEducati оп1\отчет\ис.dat с: ..Program Fi 1 es Bor! and\CBui 1 der б\рг cqects\l-Hi gher Educati onl \отчет dc. dat С:\Program Fi 1es\Bor1andX.CBui1der6\Projects\l-Hi gherEducati оп1\отчет

6:1 Изменён Ins Win 1251 (ANSI - кириллица)

Приложение 4 Пример каталога с файлами данных эталонного поля ЭВ

Ou « отчет ► К1 ▼ v Поиск P !

Файл Правка Вид Сервис Справка

! ''Щ'Упоряд*:i' -гп'-птг* У flfMiittlHIiii..................................................... j

Избранные ссылки |Р Документы §р Изображения Щ Музыка

Подробнее »

Папки

1й Doc v Help Imports Include

i. Lib

MergeModules ObjRepos

M

Projects 1-HigherEducationl f, ini

■JS CUt отчет garant

h koo h> KOi ia

Имя

■__OOO.dat

003.dat 007.dat 016.dat _036.dat 04Cl.dat 046.dat 053.dat 073.dat 093.dat 097.dat

Дата изменения Тип

Щ КАРУНД Открыть Правка Сервис Настройки Кашпс) |

Архив

Приложение 5 Примеры работа программного комплекса «КАРУНД» в тестовых задачах

■ шш

1

11 л

>9 2005 00:32:11 1711.2005 17 05 08 01.02 2006 23 42.se ИПрея ГВ сТкаГ" Л|300 _»|Шаг

л

илыи. К"

ОезТ

-2-10 1

1910.200520:25:52 <Ыа» 2937 [МВт] <Тзф> 261 [сут 1 <М_ТВС> 83 1

< N группы^ 0

П*

¡ш

112345671 <В1п> 16(тыс т/час| <62п> 16[тыс т/час| <ВЭп> 16(тыс т/час) <й4п> 19(тыс т/час | <Ттн 1 >316 80(град]

< Т гм 2>313 90(граа[ <1гн3>316 80(граа| <Тгн 4>316 50(граа] <Тхн 1 >288 60(граа] <Тш2>288 50(граа| <Тхм 3>289 ОЦграа)

< Т хн 4>288 30|граа|

Н^есет*

Г~ ЗИоусп ¡100%

< 57> 5.832 1 616 6 238 6.301 6 273 5.938 4 672 1 У: 31 У! 32 Я 33 □ 34 И 37 И 38 Й39 vi 4(1

<58> 6.379 1 6695 7016 6.98 6.Б48 6602 5172 |

< 59> 5 816 I 6 406 6621 6715 6 645 6 293 5 348 I

<60> 6008 1 6.547 7121 6 969 6.816 6.813 5.938 |

<61> 0 1 0 0 0 0 0 0 I

<62> 6 277 I 6 793 6 883 6879 6.762 5938 5121 1

< 63> 2.414 1 2.793 284 2.852 2.883 2781 2 355 1

<64> 5.555 1 6.055 6242 6.309 5 969 573 4 402 1 1

|С:\Ртод|ап1 Р^ВыЬпсЛСВиМмбЧ

Ц Г Читать кз Файл ■Я"»*) _В4В1п9]

! <х-х_ср; (го

БсФава |

Рисунок 1 Определение недостоверных показаний измерительной системы ВРК

Открыть Правка Сервис Настройки Кагипй I

1 ! ■ 1

А : Л 1 .

0 2007 09 48 50 24 12 2007 11 ",8 53 25 03 20081311 32 В Мак»(У-) Е]Пра>. |ИСяау|50 т||700 -|Шаг Ка. 11

Еш.

- ■ | ^ ..... _—,,,

[т«п| | До) | р| ] [сМЗ - (МО] 1

28 01 2006 12:41 Об'

<Ыаэ> 2989 (МВт) <Тзф> 1064 [сут) <М_ТВС> 65 <М_КНИ> 18 <М_групгы> О

112345671 <Б1 № Щтыс т/час] <02п> 1 ?)тыс т/час] <03л> ЩтыстЛис] <В4п> 16(тыс.тУчас] <Тгн1>31750(град] <Тгн 2>314 40|граа] <1гн3>31710(гргв] <Тгн4>Э1560|гр<и) <Тхн 1>288 30(граа) <1кн2>289 40(гр«) <7хнЗ>289 00(грлй) <Тхн 4>28810(граа)

К" НрдЖесоуе Г 51№*еп

<ъ 3824 1 3.934 3.941 4 043 4195 4 199 4.035 1

3.926 1 4023 4117 4.258 4 336 4 367 4082 1

<3> 0 1 0 0 0 0 0 0 1

<4> 6645 1 6.82 6.879 6.902 6781 675 6215 1

<5> 4 827 1 5.051 5.051 5Е09 5.75 5.625 4 969 |

<6> 5 441 1 4973 5.41 5 57 5.641 5 641 4 914 I

< 7> 6 563 1 6.742 6785 6 836 6 684 6.695 582 |

<8> 6.164 1 6.406 6 40 6 793 6.492 6 383 5547 1

< 9> 6.242 1 6.555 6.676 6 621 6.598 6.367 5.723 1

Я К 2 ПЗ И 4

4 5 У! 6 У, 7 «8 * 9 »л 1П

« |СЛЛооатР*!!\Во11«п<ЛСВЫвоБ\1 1 И! Г Читать ю Файл

' Г < X >

<Х-К_СР |20

- I

|111|111|1И|И|||||)|||||И

)12 34 567 < КНИ №18

) 12 34 5 67( КНИ №50

И

>12345 671 КНИ №17

) 1 2 34 5 67( КНИ №19

>12345671 КНИ №49

и

:т

Рисунок 2 Определение недостоверных показаний измерительной системы ВРК

И"

) 12345 671 КНИ №51

Открыть Правка Сер»ис Настройки Катпс! |

Архив

В 2008 11 «1 32 09 06 2008 23 5815 15 06.2005 22 45 35 Щ Ммка(ч-/-) ВПрст |ЕГ5ЙДш~1Гз«>

13.06 2008 0507:50 <Маэ> 2735 [МВт] <ТэФ> 2988 [снт.] <М_ТВС> 153 <М_КНИ> -1

<М 9

) 12345671 <61п> 16(тыс т/час] <й2п> 16(тыс т/час] <БЗл> 16(тыс т/час] <64ГО 16(тыс т/час] <Тгн1>ЗЮ50(граи] <Тгн2>31200(граа) <тгн3>313 60(грай| <Тгм4>311 В0|граа] <Ткн1>286 30(граа] <Тин 2>286.00(граа| <ТкнЭ>287 90(грай) <Тхн4>286.80|грай|

I 6.465 I 6.305 I 6.223 I 6168 I 6 031 I 5.215 I

I 6.59 I 6.406 I 6.344 | 6.301 I 6 258 I 5.488 I

I 6 465 I 6.332 I 6.316 | 6.441 | 6 406 I 5879 I

I 6.Л1 | 6 539 I 6.391 I 5.914 | 5211 I 4.379 I

I 6.438 | 6.34В I 6 371 | 6.461 | 6.355 I 5.617 I

I 6.516 I Б 426 I 6.352 I 6.305 | 6 285 I 5.594 I

I 2.477 | 2.41 I 2.668 I 2.297 I 2 09 | 1 859 I

I 4914 I 4.855 I 4.891 I 4 91 | 4.891 I 4.297 I

ВП

У 2 У Э У. 4 У 5 У 6 У 7 □ 8 ««Э

У 1(1

р НчЖасоу»

г бьоуел

[ТЙ5~;г|

~Г |С:УРюдгат РИеЛВоЛмЛСВиИибЧ 1 и Г" Мигать из файл

ВКВ1п9]

ЭаЫуре т г—-