Разработка и оптимизация методик, констант и программных средств контроля распределения энерговыделения в реакторе РБМК-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Александров Сергей Игоревич

• Александров Сергей Игоревич
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Александров Сергей Игоревич

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1 Обзор методов контроля распределения энерговыделения

1.1 Развитие систем внутриреакторного контроля

1.2 Контроль и регулирование распределения энерговыделения в РБМК

1.3 Специальное математическое обеспечение РБМК

1.3.1 Краткое описание алгоритмов специального математического обеспечения РБМК

1.4 Выводы к Главе

Глава 2 Программное средство «ПРИЗМА-М»

2.1 Введение к Главе

2.2 Особенности и требования к программному средству «ПРИЗМА-М»

2.3 Этапы создания и отличия версий программного средства «ПРИЗМА-М»

2.4 Методики и алгоритмы программного средства «ПРИЗМА-М»

2.4.1 Основные методики

2.4.2 Переход от интенсивности делений в тепловыделяющем канале к мощности тепловыделяющего канала

2.4.3 Расчетно-экспериментальная методика восстановления аксиального распределения плотности потока нейтронов

2.5 Программная реализация программного средства «ПРИЗМА-М»

2.6 Внедрение программного средства «ПРИЗМА-М» на энергоблоках с РБМК-1000

Глава 3 Экспериментальные методы оптимизации констант и расчетов в программном средстве «ПРИЗМА-М»

3.1 Введение к Главе

3.2 Методы и средства оптимизации

3.2.1 Метод сканирования

3.2.2 Метод поочередного отключения внутриреакторных детекторов

3.2.3 Методы оптимизации

3.3 Метод аксиального сканирования детектором с протяженной чувствительной частью

3.4 Результаты оптимизации зависимостей коэффициентов коррекции сигнала внутриреакторного детектора на выгорание топлива в тепловыделяющей сборке и эмиттера детектора

3.4.1 Оптимизация зависимости коэффициента коррекции сигнала внутриреакторного детектора на выгорание топлива в тепловыделяющей

сборке

3.4.2 Оптимизация зависимости коэффициента коррекции сигнала внутриреакторного детектора на выгорание эмиттера детектора

3.5 Результаты оптимизации констант для обоснования снижения

минимального уровня мощности начала расчетов в программном средстве

«ПРИЗМА-М»

3.6 Процедура калибровки внутриреакторных детекторов

3.6.1 Конструкция внутриреакторных детекторов

3.6.2 Метод полномасштабного или индивидуального сканирования

3.6.3 Метод «заводской калибровки»

3.7 Оптимизации конструкции внутриреакторного детектора

Глава 4 Верификация и аттестация программного средства «ПРИЗМА-М»

4.1 Введение к Главе

4.2 Результаты верификации

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список сокращений

Список литературы

Список таблиц

Список рисунков

Приложение

Приложение

Приложение

Приложение

Приложение

Приложение

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и оптимизация методик, констант и программных средств контроля распределения энерговыделения в реакторе РБМК-1000»

Актуальность работы.

В конце 1990-х - начале 2000-х годов в Российской Федерации эксплуатировалось 11 энергоблоков с реакторными установками (РУ) РБМК-1000. Номинальная электрическая мощность каждого энергоблока составляет 1000 МВт. К этому времени, в рамках продления назначенного срока эксплуатации (НСЭ) атомных электростанций (АЭС) с РУ РБМК-1000, началась модернизация систем и средств физического контроля вместе с системой управления и защиты (СУЗ) до уровня комплексной системы контроля, управления и защиты (КСКУЗ) (на первом энергоблоке Ленинградской АЭС до уровня системы контроля, управления и защиты, дополненной второй системой останова (СКУЗ-ВСО)), а также внедрение информационно-измерительной системы (ИИС) «СКАЛА-микро» вместо системы централизованного контроля (СЦК) «СКАЛА». Одновременно проводилось внедрение новых типов технологических каналов (ТК), сборок органов регулирования, дополнительных поглотителей (ДП).

Модернизация потребовала разработки новых, корректировки или оптимизации методик и констант, использовавшихся в программном средстве (ПС) специального математического обеспечения (СМО) СЦК «СКАЛА». При этом ключевой задачей эксплуатации АЭС с РУ РБМК является обеспечение надежности и безопасности.

До внедрения ИИС «СКАЛА-микро» в СЦК «СКАЛА» для контроля параметров распределения энерговыделения (РЭ) и запасов до предельно допустимой мощности (ПДМ) использовалось ПС «ПРИЗМА» разработки 1970-1980-х годов. При этом технические возможности СЦК «СКАЛА» не позволяли в полной мере реализовать алгоритмический потенциал указанного ПС.

Необходимость повышения скорости, количества и качества представления информации для обеспечения надежности и безопасности эксплуатации АЭС с РУ РБМК-1000 вместе с увеличением количества контролируемых параметров РУ и совершенствованием методов и средств контроля, направленном на снижение

погрешности контроля, выявили следующие проблемы, которые обусловили актуальность выполненной диссертационной работы:

1. Отсутствие доработанного алгоритма и ПС типа «ПРИЗМА» применительно к двухкомплектной системе физического контроля.

2. Отсутствие доработанного алгоритма и ПС для восстановления аксиального распределения плотности потока нейтронов (АРППН) и аксиального распределения энерговыделения (АРЭ) с помощью трехмерного нейтронно-физического расчета (НФР), как более точного инструмента.

3. Отсутствие учета энерговыделения в каналах за счет гамма-излучения.

4. Сложность и значительная погрешность проведения экспериментальной проверки радиальных и высотных внутриреакторных детекторов (ВРД), в том числе по остаточной гамма-активности канала сканирования на реакторе.

5. Значительная погрешность определения коэффициентов коррекции £Тд и сигнала ВРД, учитывающих влияние на сигнал выгорания топлива в

тепловыделяющих каналах (ТВК) и чувствительных элементов экспериментальных гафниевых (вместо традиционных серебряных) ВРД.

6. Значительная погрешность определения градуировочных коэффициентов Кр ВРД.

7. Невозможность использования ПС «ПРИЗМА» на уровне мощности РУ РБМК-1000 менее 20% номинального уровня.

Цель и задачи работы.

Цель работы состояла в снижении погрешности контроля РЭ, а также в увеличении запасов до ПДМ по кризису теплообмена, линейной мощности твэл, температуре графита РУ РБМК-1000. Указанное являлось необходимым условием безопасной эксплуатации РУ. Цель достигалась с помощью решения следующих задач:

1. Обеспечение перевода алгоритмов СМО с однокомплектной системы контроля в рамках СУЗ на двухкомплектную (в рамках КСКУЗ) с доработкой ПС «ПРИЗМА» и создания ПС «ПРИЗМА-М», реализующего данные алгоритмы.

2. Внедрение ПС «ПРИЗМА-М» в состав ИИС «СКАЛА-микро» вместо ПС «ПРИЗМА» на РУ РБМК-1000.

3. Расчетно-экспериментальное определение и оптимизация константного обеспечения ПС «ПРИЗМА-М», включая зависимости коэффициентов и ^Тд коррекции сигналов ВРД, учитывающих изменение сигнала ВРД при выгорании их чувствительных элементов (эмиттеров) и топлива в ТВК.

4. Разработка алгоритмов расчетно-экспериментальной методики (РЭМ) восстановления АРППН и аксиального (высотного) распределения энерговыделения при использовании трехмерного опорного НФР.

5. Разработка методик расчетно-экспериментального определения градуировочных коэффициентов Кр ВРД.

6. Оптимизация константного обеспечения ПС «ПРИЗМА-М» для обоснования его применимости на уровнях мощности РУ РБМК-1000 менее 20 % номинального уровня #ном.

Объект, метод и предмет исследования.

Предметом исследования является оценка и разработка алгоритмов и констант СМО, методов снижения их погрешности, а также реализация в модернизированном программном средстве - «ПРИЗМА-М».

В исследовании используются наработки в области методов контроля и управления ядерными реакторами, а также общие принципы обработки экспериментальных данных.

Экспериментальные данные получены из срезов баз данных текущих состояний активной зоны, а также по результатам измерений распределения плотности потока нейтронов и энерговыделения.

Положения и результаты, выносимые на защиту.

1. Разработанные и оптимизированные методики, константы, программные средства контроля РЭ в РУ РБМК-1000, оснащенных КСКУЗ и ИИС «СКАЛА-микро».

2. Результаты внедрения ПС «ПРИЗМА-М» в ИИС «СКАЛА-микро» на АЭС с РБМК-1000.

3. Методика и результаты верификации ПС «ПРИЗМА-М» по функции восстановления энерговыделения в РУ РБМК-1000 с использованием экспериментальных данных, полученных методами сканирования и поочередного запрета ВРД.

4. Результаты разработки и внедрения методик расчетно-экспериментального определения градуировочных коэффициентов ВРД.

Научная новизна работы.

Впервые разработан и внедрен в промышленную эксплуатацию способ оперативного расчетно-экспериментального контроля эксплуатационных параметров РУ Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС после внедрения КСКУЗ, а также ИИС «СКАЛА-микро».

Впервые разработана, обоснована и реализована расчетно-экспериментальная методика восстановления аксиального распределения энерговыделения в активной зоне РУ РБМК-1000.

Разработаны методы расчетно-экспериментального определения градуировочных коэффициентов ВРД в условиях завода-изготовителя и погрешности восстановления АРППН в ПС «ПРИЗМА-М» по результатам измерений сигнала сканирующего детектора с протяженной чувствительной частью при его перемещении по высоте активной зоны РУ, работающей на мощности.

На основе имеющихся экспериментальных данных выполнена верификация методики расчёта РЭ, обосновывающая погрешность восстановления полей энерговыделения в РУ РБМК-1000: 4 % при контроле радиально-азимутального РЭ и 4,5 % - высотного на уровне мощности более 20 % от номинального.

Новизна полученных решений подтверждена двумя свидетельствами о государственной регистрации программы для ЭВМ и двумя патентами.

Достоверность и обоснованность.

Достоверность результатов обоснована использованием методов математической статистики при оценках погрешности экспериментальных исследований, сравнительным анализом результатов расчетов с данными

измерений, опытом многолетней эксплуатации РУ РБМК-1000, а также результатами приемочных испытаний разработанного программного средства «ПРИЗМА-М» при его внедрении в эксплуатацию.

Практическая значимость работы.

Результаты исследований, разработанные методы контроля РЭ, реализованные в ПС «ПРИЗМА-М», внедрены и используются на всех АЭС с РБМК-1000.

Внедрение разработанных методов позволило повысить коэффициенты запасов до ПДМ по предельным параметрам безопасности, что, как следствие, привело к повышению надежности и экономической эффективности РУ РБМК-1000, и в количественном отношении эквивалентно возможности эксплуатации энергоблоков на мощности до 105 % номинального уровня.

Разработанные методики контроля РЭ, оптимизация констант, а также методики определения градуировочных коэффициентов ВРД позволили сократить необходимое количество сканирований активной зоны, что привело к снижению количества выполняемых работ в центральном зале и, как следствие, к снижению дозозатрат эксплуатационного персонала, а также сократить время достижения номинального уровня мощности РУ после модернизации систем.

Результаты работы используются на энергоблоках Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС, что подтверждено актами приемочных испытаний и актами о внедрении ПС «ПРИЗМА-М».

Личный вклад автора.

Лично автором и при его непосредственном участии в качестве исполнителя или руководителя работ:

- разработаны методики расчета и оптимизации констант, используемых в алгоритмах СМО контроля РЭ;

- выполнены работы по созданию, адаптации и внедрению различных версий ПС «ПРИЗМА-М» в составе ИИС «СКАЛА-микро» на всех 11 энергоблоках с РУ РБМК-1000;

- проведены измерения РЭ, их обработка и анализ, в обоснование расчетных методик и оценки погрешности восстановления полей энерговыделения;

- разработан и обоснован способ калибровки ВРД, в качестве которых используется комптоновский эмиссионный детектор нейтронов с эмиттером из оксида гафния, в условиях завода-изготовителя;

- выполнены верификационные расчеты в обоснование оценки погрешности восстановления полей энерговыделения в РУ РБМК-1000;

- сформулированы основные выводы и рекомендации по результатам работы.

Апробация работы.

Основные положения диссертации докладывались и обсуждались на международных и российских конференциях: международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (ОАО «Концерн Росэнергоатом», Москва, 2008, 2010, 2016, 2018 гг.); конференция молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», (ОАО «НИКИЭТ», Москва, 2013 г.); международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (АО «НИКИЭТ», Москва, 2018 г.); научно-техническая конференция «Курская АЭС: у нас есть будущее» (Филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Курская атомная станция», г. Курчатов, 2013).

Публикации.

Положения и результаты диссертационной работы приведены в 11 научных публикациях, включая 6 статей в рецензируемом журнале «Атомная энергия», входящем в международные базы данных и научного цитирования Web of Science и Scopus. Получены также 2 патента на изобретения.

Структура и объём диссертации.

Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения, списка литературы из 83 наименований и шести приложений. Диссертация содержит 144 страниц текста, в том числе 27 рисунков и 16 таблиц.

Глава 1 Обзор методов контроля распределения энерговыделения

1.1 Развитие систем внутриреакторного контроля

Одной из наиболее актуальных задач реакторостроения можно считать максимальную автоматизацию контроля и информативности управления параметрами активной зоны. Необходимость решения этой задачи связана с постоянным ростом требований по повышению безопасности и экономической эффективности ядерных энергетических установок, целесообразностью уменьшения загрузки и численности эксплуатационного персонала АЭС. Автоматизация во многом позволяет с большей точностью обеспечивать требуемые режимы эксплуатации для различных элементов конструкции активной зоны, в первую очередь - для ядерного топлива и тем самым существенно увеличивать ресурс. В отдельных случаях она позволяет реализовывать более экономичные режимы работы реакторов, поддержание которых человеку-оператору практически не под силу. Автоматизация контроля такого сложного объекта как РУ немыслима без применения: надежных, точных и безынерционных средств контроля основных распределенных параметров активной зоны (энергораспределения, распределения расходов теплоносителя, температур элементов конструкции и т.п.), мощных ЭВМ с развитым математическим обеспечением.

Нейтронно-физический контроль существует внереакторный и внутриреакторный. Внутриреакторный контроль (ВРК) РЭ в ядерных реакторах осуществляется с помощью ВРД, которые выполняют роль первичных преобразователей измеряемых параметров, таких как интенсивность реакторных излучений, расхода теплоносителя, температура теплоносителя или топлива и т.п. в электрический сигнал. Величина сигнала в общем случае является сложной функцией пространственно-временного и энергетического распределения реакторных излучений или непосредственно пространственно-временного РЭ в реакторе. В большинстве случаев сигналы ВРД выражаются в относительных или абсолютных единицах и сравниваются с номинальными и предельно-допустимыми

уровнями (ПДУ) сигналов, получаемыми путем нормировки сигналов на измеряемые или рассчитываемые теплотехнические параметры. В реакторах путем обработки сигналов на ЭВМ получают РЭ и на его основе рассчитывают коэффициенты запаса до ПДУ параметров РЭ.

Основой контроля РЭ обычно являются измерения тепловой мощности отдельных ТК, кассет или зон реактора, а также измерения интенсивности излучений, вызванных реакцией деления ядерного топлива. Методы нейтронного контроля условно можно разделить на:

- эмиссионные;

- ионизационные;

- тепловые;

- активационные.

Эмиссионные методы основаны на:

- реакциях активации с генерацией ^-активных изотопов типа гХА + 0п1 ^ ХА+1 + в, где гХА -изотоп элемента с порядковым номером 2 и атомным весом А. Это разновидность одного из активационных методов;

- реакциях поглощения с генерацией сначала захватного гамма-излучения (п, у), а затем через фото, комптон и образования пар эффекты электронного излучения (у, е) [1].

Ионизационные методы основаны на регистрации нейтронов и гамма-квантов по величине заряженного излучения, возникающего при взаимодействии указанных нейтронного и гамма-излучения с материалами ионизационного детектора. Заряженное излучение регистрируется вследствие обусловленной им ионизации [2, 4].

Тепловые методы основаны на явлении термоэлектричества т.е. термо-ЭДС, возникающей при поглощении нейтронов в термопаре, состоящей из двух разнородных проводников с нанесенным на горячий спай слоем делящегося материала (урана и др.). Величина ППН пропорциональна величине термо-ЭДС.

К тепловым можно отнести также метод, основанный на явлении термоэлектричества, возникающего при поглощении гамма-излучения в

термопаре, состоящей из двух разнородных проводников с различными сечениями радиационного захвата. Величина потока гамма-излучения пропорциональна величине термо-ЭДС между спаями.

Активационные методы, также, как и эмиссионные методы, основаны на реакциях с генерацией ^-активных изотопов типа Х + о«1 ^ гХА+1 + в, где Х - изотоп-активатор. В широком смысле в качестве активатора могут использоваться проволоки, шарики, газы, жидкости.

Существует ещё теплотехнический контроль РЭ и общей мощности реактора, который основан на измерениях расходов теплоносителя, изменения его энтальпии и фазового состава в случае двухфазного теплоносителя, при этом могут использоваться измерения температур элементов конструкции РУ.

Уже на первом этапе создания реакторов уделялось большое внимание разработке ВРД нейтронного и гамма-излучения. При этом наибольший интерес проявлялся к термонейтронным детекторам [3] и гамма-термопарам [4]. Однако, в тот период не удалось обеспечить приемлемые эксплуатационные характеристики детекторов этого типа, и они не нашли за редким исключением [5] практического применения.

Далее средства ВРК развивались вместе с развитием реакторостроения. Можно выделить 2 основных этапа развития.

Первый, в конце пятидесятых годов, был обусловлен созданием реакторов с активными зонами больших размеров, реакторов охлаждаемых кипящей водой, а также необходимостью повышения экономичности и безопасности ядерных энергетических установок всех типов. Большие размеры активных зон создавали возможности возникновения при недостаточном ВРК значительных перекосов РЭ, способных привести к пережогу твэл. Предотвращение этих перекосов по сигналам ионизационных камер (ИК), расположенных в боковых каналах, во многих случаях могло оказаться практически невозможным. При этом на данном этапе неуклонной характерной группой в развитии реакторостроения стало увеличение не только полной мощности реактора, но и удельной энергонапряженности активной зоны, что наряду с совершенствованием ее теплогидравлических характеристик

потребовало уменьшения различия между номинальными и ПДМ отдельных твэлов. В связи с этим перевод СУЗ реактора на ВРД во многих случаях имел веские основания. Вместе с тем следует отметить, что отказ от боковых ИК ради внутризонных не мог быть самоцелью, поэтому в тех случаях, когда боковые камеры не ухудшали конструкцию реактора, они с успехом использовались для контроля мощности реактора в пусковых режимах, при выводе реактора из подкритического состояния, в неэнергетическом диапазоне мощностей, а также в качестве резервного средства индикации мощности реактора в энергетическом диапазоне.

Важным стимулом развития ВРК послужило создание кипящих корпусных реакторов BWR, а впоследствии - кипящих канальных реакторов типа РБМК, поскольку применение теплотехнических методов контроля РЭ в РБМК весьма затруднительно, а в BWR практически невозможно.

Неуклонной характерной группой в развитии реакторостроения стало увеличение не только полной мощности реактора, но и удельной энергонапряженности активной зоны, что наряду с совершенствованием ее теплогидравлических характеристик потребовало уменьшения различия между номинальными и ПДМ отдельных твэлов. В условиях постоянно растущих требований к надежности и безопасности АЭС, к защите окружающей среды указанное уменьшение различия могло быть реализовано главным образом путем повышения точности контроля и поддержания РЭ. При этом следует отметить, что необходимость снижения погрешности поддержания заданных оптимальных РЭ определялась также в значительной степени требованиями повышения глубины выгорания топлива, увеличения кампании и результирующего повышения экономических показателей АЭС. На этом этапе наибольшее развитие получили автоматизированные установки для активационного контроля за счет периодического облучения и обсчета активности индикаторов, в качестве которых использовались главным образом проволоки, тросики, шарики, газы, жидкости. В дальнейшем системы периодического активационного контроля РЭ перешли на второй план, в то время как основными стали системы непрерывного действия с

постоянно находящимися в активной зоне ВРД, в качестве которых в основном применялись камеры.

Второй этап развития средств ВРК РЭ, начало которого можно отнести ко второй половине шестидесятых годов, совпал с периодом коренной перестройки систем измерения, регулирования и защиты во многих вновь проектируемых реакторах, связанной в первую очередь с повышением требований к надежности, безопасности, экономичности и маневренности АЭС, а также со значительным прогрессом в создании надежных быстродействующих ЭВМ. Создание подобных систем привело к появлению новых акцентов в перечне требований к детекторам. На первый план вышли: безынерционность всего или большей части сигнала детектора, малая скорость выгорания чувствительного элемента, технологичность детектора, повышенный срок службы в реакторе, малое поглощение нейтронов. В наибольшей степени этим требованиям удовлетворяют эмиссионные детекторы (ЭД) [6] нейтронного и гамма-излучения, основанные на реакциях (п, уе) и (у, е), а также гамма-камеры триаксиальной конструкции [7, 8, 9, 10, 11]. Данный тип детекторов и в настоящее время является распространенным.

В реакторах В'К (корпусных реакторах, охлаждаемых кипящей водой) стали первыми внедряться системы контроля и регулирования РЭ (СКРЭ), в которых единственным средством измерений для контроля мощности реактора и запасов до критических тепловых нагрузок являлись ВРД плотности потока нейтронов [12, 13, 14, 15].

Перевод на ВРД систем пуска и управления реакторов В'Я по мере увеличения их мощности и размеров был обусловлен:

- отсутствием в реакторах, охлаждаемых кипящей водой, средств теплотехнического контроля РЭ как по радиусу, так и по высоте активной зоны;

- необходимостью поддержания в процессе эксплуатации сложной формы АРЭ для достижения максимального выгорания топлива и поддержания в заданных пределах коэффициента объемной неравномерности РЭ;

- уменьшением по сравнению с первыми BWR внешнего водяного слоя на границе активной зоны, вызвавшим ослабление на ~ 5 порядков ППН в местах возможного размещения боковых пусковых камер.

СКРЭ BWR состоит из нескольких подсистем: пускового, промежуточного и энергетического диапазонов мощности реактора. Во всех подсистемах в качестве ВРД используются малогабаритные камеры деления. Для периодической калибровки ВРД энергетического диапазона используются перемещаемые внутриреакторные зонды.

СКРЭ в реакторах PWR (корпусных реакторах с водой под давлением) оснащены различным внутриреакторным измерительным оборудованием: термопарами, перемещаемыми малогабаритными камерами деления (МКД), бета-эмиссионными и комптоновскими ЭД нейтронов, пневмошариковыми системами.

Основу контроля радиально-азимутальных РЭ во многих PWR составляют измерения температуры на выходе тепловых кассет. Для контроля общереакторных аксиальных перекосов используются секционированные по высоте боковые ИК. Для ВРК со временем развития PWR повышалась роль ВРД в управлении и защите реактора, и многие фирмы стали предлагать к использованию различные исполнения внутриреакторных сборок в основном с ЭД [16, 17, 18]

В реакторах ВВЭР-440 первого поколения системы внутризонного контроля РЭ отсутствовали. Контроль РЭ в них осуществлялся по сигналам боковых ИК, с помощью термопар, установленных на выходах тепловыделяющих сборок (ТВС) и периодически с помощью активации проволок в сухих гильзах [19, 20].

В современных ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, включая блоки нового поколения, в качестве средств контроля используются дискретно расположенные по активной зоне аксиальные сборки бета-эмиссионных детекторов с эмиттером из родия. С их помощью осуществляется объемный (аксиальный и радиально-азимутальный) контроль РЭ [21, 22].

1.2 Контроль и регулирование распределения энерговыделения в РБМК

Контроль и регулирование РЭ в РБМК-1000 до начала работ по продлению НСЭ РУ и связанной с этим модернизации систем осуществлялся с помощью комплекса систем, включающего аналоговую систему физического контроля распределений энерговыделения (СФКРЭ) [23, 24, 25] и автоматизированную цифровую СЦК «СКАЛА» вместе с программой «ПРИЗМА» [26]. Сейчас эти функции выполняют КСКУЗ, а также ИИС «СКАЛА-микро» с программным средством «ПРИЗМА-М».

Поскольку теплотехнические методы измерения паросодержания на выходе кипящих каналов сложны и в большой степени инерционны, то в РБМК-1000 выбор был остановлен на контроле РЭ по активной зоне РУ, основанном на использовании измерения нейтронного и гамма-излучения (физического контроля) при помощи ВРД и практически безынерционном по сравнению с тепловым.

СФКРЭ реакторов РБМК-1000 состояла из двух независимых подсистем. В каждой выполнялись измерения и регистрации сигналов от своего набора детекторов контроля РЭ по радиусу и высоте реактора соответственно. В них осуществлялась предварительная обработка сигналов, последующая передача обработанных сигналов в ЭВМ, а также сравнение сигналов с заданными уровнями. В случае выхода сигналов ВРД из заданного диапазона производилась выдача соответствующих световых и звуковых сигналов [27].

Установка ВРД в каждую ТВС с одной стороны влечет за собой введение в реактор значительного количества поглощающих материалов, ухудшающих его экономические показатели, с другой - повышает точность контроля РЭ, надежность эксплуатации. Выход был найден благодаря оптимизации количества ВРД в РБМК-1000, который стал первым советским энергетическим реактором, в котором контроль РЭ осуществляется исключительно при помощи ВРД, дискретно размещенных в активной зоне [28]. Выбор числа и расположения ВРД по радиусу (ВРДР) определялся необходимостью обеспечить достаточную точность как контроля, так и регулирования РЭ. Для обеспечения однородности обработки

сигналов ВРДР желательно было сделать шаг их решетки кратным шагу решетки стержней СУЗ. Требовалось также обеспечить определенную избыточность детекторов на случай отказа части из них в процессе эксплуатации. Выбор размещения ВРДР кроме указанных условий определялся требованиям защиты ТВС от ошибочного извлечения отдельных стержней, в соответствии с которым на каждый РС должен приходиться хотя бы один рядом расположенный ВРД. На данный момент в реакторах типа РБМК-1000 измерения радиально-азимутального распределения осуществляются в каждой « 6-й ТВС, аксиального - в каждой « 20-й ТВС.

1.3 Специальное математическое обеспечение РБМК

В рамках задач пространственного контроля основным алгоритмом в программном комплексе «ПРИЗМА» СМО системы «СКАЛА» реакторов РБМК-1000 является алгоритм восстановления подробного поканального РЭ по сигналам датчиков дискретного контроля СФКРЭ. Он основан на представлении РЭ в ректоре в виде случайного поля - функции пространственной координаты и является по существу, приложением к реакторным задачам методов теории оптимальных динамических систем [29, 30, 31]. Выбор этого алгоритма был сделан в результате сравнительного анализа и изучения на стадии проектирования реактора различных методов восстановления, в частности - методов интерполяции и аппроксимации.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Александров Сергей Игоревич, 2022 год

- 37 с.

52. Шутиков И.С. Освоение и опыт эксплуатации АЭС на повышенном уровне мощности. Перспективы дальнейшего повышения мощности до 110%. В сб. пленарных и секционных докладов VII Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», Москва. 26-27 мая 2010. С.28-31.

53. Броницкий Л.Л., Лобода К.В., Постников В.В. Алгоритм восстановления аксиального распределения потока нейтронов по сигналам точечных и протяженных детекторов // Атомная энергия. 1991. Т.71. Вып.4. С.303-308.

54. Александров С.И., Постников В.В., Шубин Д.А., Якунин И.С. и др. Восстановление аксиального распределения плотности потока нейтронов в РБМК-1000 по программе Призма-М // Атомная энергия. 2012. Т.113. Вып.6. С.314-319.

55. Александров С.И., Постников В.В., Якунин И.С. Внедрение расчетно-экспериментальной методики. В сб. тезисов докладов VII Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва. 26 27 мая 2010. С.88-89.

56. Александров С.И., Постников В.В., Якунин И.С. и др. Верификация программы "Призма-М" с модулем РЭМ по результатам эксплуатации на 2-м энергоблоке Ленинградской АЭС. Годовой отчет НИКИЭТ-2011: сб.статей / под ред. Е.О. Адамова;- М., - ОАО «НИКИЭТ». 2011. С.110-112.

57. Александров С.И., Жирнов А.П., Кузнецов П.Б., Якунин И.С. и др. Результаты внедрения расчётно-экспериментальной методики на Ленинградской АЭС. Годовой отчет НИКИЭТ-2014: сб.статей / под ред. Е.О. Адамова; - М., - ОАО «НИКИЭТ». 2014. С.109-110.

58. Александров С.И., Новиков И.В., Якунин И.С. Внедрение расчетно-экспериментальной методики в составе программного средства «ПРИЗМА-М» на энергоблоках Курской АЭС. Научно-технический годовой отчет НИКИЭТ-2019: сб.статей / под ред. Е.О. Адамова; АО «НИКИЭТ». - М., : Изд-во АО «НИКИЭТ». 2021. С.116-117.

59. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ 2013611650 Российская федерация. Программный комплекс «Призма-М» / Александров С.И. [и др.] ; правообладатель: ОАО «НИКИЭТ». - № 2012617679 ; заявл. 13.09.2012 ; опубл. 20.03.2013. - 1 с.

60. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ 2017662007 Российская федерация. «ПРИЗМА-М», версия 2.0 / Александров С.И. [и др.] ; правообладатели: АО «Концерн Росэнергоатом», АО «НИКИЭТ». - № 2017618599 ; заявл. 25.08.2017 ; опубл. 25.10.2017. - 1 с.

61. Батов В.В., Константинов Л.В., Корякин Ю.И. и др. К определению максимально допустимой мощности энергетических реакторов с учетом теплотехнической надежности активной зоны // Атомная энергия. 1971. Т.31. Вып.6. С.563-566.

62. Постников В.В., Краюшкин А.В. Оптимизация распределения энерговыделения в активной зоне РБМК в процессе эксплуатации // Атомная энергия. 2009. Т.106. Вып.2. С.63-68.

63. Александров С.И., Постников В.В., Юркин Г.В. и др. Оптимизация корректируемых параметров для программы "Призма-М" 1-й очереди Ленинградской АЭС. Годовой отчет ФГУП НИКИЭТ-2008 / Под ред. Е.О. Адамова; ФГУП «НИКИЭТ» - М., - ФГУП «НИКИЭТ». 2008. С.102-103.

64. Александров С.И., Постников В.В., Юркин Г.В., Якунин И.С. и др. Автоматическая оптимизация констант и самоаттестация алгоритмов специального

математического обеспечения системы СКАЛА-микро РБМК-1000 в процессе эксплуатации // Атомная энергия. 2007. Т.102. Вып.5. С.267-270.

65. Александров С.И., Постников В.В., Юркин Г.В. и др. Применение гамма-нейтронных ионизационных камер для контроля распределения плотности потока нейтронов, энерговыделения и энерговыработки в РБМК-1000 // Атомная энергия. 2007. Т.103. Вып.3. С.182-186.

66. Химмельблау Д. Прикладное нелинейное программирование. Пер. с англ. И.Н. Быховской и Б.Т. Вавилова ; Под ред. М. Л. Быховского. - М.: Мир. 1975. - 534 с.

67. Александров С.И., Постников В.В. Сканирование высотных полей энерговыделения реактора РБМК-1000 штатным радиальным детектором. В сб. тезисов докладов VII Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва. 26-27 мая 2010. С.87-88.

68. Александров С.И., Постников В.В. Обоснование минимального уровня мощности реакторов РБМК-1000 для получения достоверных расчетов эксплуатационных параметров по программе «ПРИЗМА-М». В сб. тезисов докладов VII Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва. 26 27 мая 2010. С.86-87.

69. Абрамов В.Я., Абрамов М.М., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / В.Я. Абрамов , М.М. Абрамов, В.И. Авдеев , Е.О. Адамов и др.; под общей редакцией Петрова А.А. - 2-е изд., испр. и доп. - М.: ОАО «НИКИЭТ». 2013. - 632 с.

70. ТУ 16-505.430-73. Кабели-датчики с минеральной изоляцией, оболочкой из нержавеющей стали.

71. Постников В.В., Якунин И.С. Контроль распределения энерговыделения в активной зоне ядерного реактора: Учебное пособие. - М.: НИЯУ МИФИ. 2012. -92 с.

72. Александров С.И., Большов А.А., Постников В.В. и др. Калибровка внутриреакторных детекторов и оценка погрешности расчетных методик информационно-измерительной системы СКАЛА-микро РБМК-1000 // Атомная энергия. 2013. Т.114. Вып.2. С.113-115.

73. Постников В.В. Евдокимов А.М., Якунин И.С., и др. Новая интерпретация сигналов и калибровка внутриреакторных детекторов // Атомная энергия. 2013. Т.114. Вып.6. С.321-325.

74. Александров С.И., Постников В.В., Большов А.А. и др. Заводская калибровка внутриреакторных детекторов. В сб. докл. конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике». Москва. 20-21 ноября 2013. С.216-223.

75. Савельев И.В. Курс общей физики, т.2. Электричество и магнетизм. Волны. Оптика: Учебное пособие. - 2-е изд., перераб. - М.: Наука. Главная редакция физико-математической литературы. 1982. - 496 с.

76. Пат. 2485549 Российская федерация, МПК О 01 Т 3/100. Способ калибровки эмиссионных детекторов нейтронов / Александров С.И. [и др.] ; патентообладатель: ОАО «НИКИЭТ». - № 2012101600/28 ; заявл. 17.01.2012 ; опубл. 20.06.2013, Бюл. № 17. - 5 с.

77. Пат. 2586257 Российская федерация, МПК О 01 Т 3/100. Эмиссионный нейтронный детектор / Большов А.А., Александров С.И. [и др.] ; патентообладатель: ОАО «НИКИЭТ». - № 2015113321/28 ; заявл. 10.04.2015 ; опубл. 10.06.2016, Бюл. № 16. - 3 с.

78. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций: НП-082-07: Федеральные нормы и правила.: утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4. / Электронный фонд нормативно-технической и нормативно-правовой информации Консорциума «Кодекс». - М.: - 2008. - ЦЕЬ: https://docs.cntd.ru/document/902083695 (дата обращения: 19.01.2022).

79. Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов

использования атомной энергии. РД-03-34-2000 // Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности: официальный сайт. - 2000. - URL: https://www.secnrs.ru/upload/files/rd2000.pdf (дата обращения: 19.01.2022).

80. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций: НП-001-15: Федеральные нормы и правила.: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. № 522. // Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности: официальный сайт. - М.: - 2016. - URL: http s: //www.secnrs.ru/orders/normd/pr522.pdf (дата обращения: 19.01.2022).

81. Александров С.И., Постников В.В., Якунин И.С. и др. Оценка погрешности восстановления аксиального распределения энерговыделения в ПС"ПРИЗМА-М" 1-го энергоблока Смоленской АЭС после внедрения КСКУЗ. Годовой отчет НИКИЭТ-2012: сб.статей / под ред. Е.О. Адамова; - М., - ОАО «НИКИЭТ». 2012. С.104-106.

82. Александров С.И., Якунин И.С., Деменко И.П. и др. Аттестация ПС "Призма-М" по функции восстановления двумерного распределения энерговыделения после проведения работ по восстановлению ресурсных характеристик энергоблоков с РБМК. Годовой отчет НИКИЭТ-2015: сб.статей / под ред. Е.О. Адамова; АО «НИКИЭТ». - М., : Изд-во АО «НИКИЭТ». 2015. С.113-114.

83. Аттестационный паспорт №473 от 20.11.2019. «ПРИЗМА-М», версия 2.0. - М.: Ростехнадзор. 2019. - 9 с.

Таблица 1.1 - Основные расчеты СЦК «СКАЛА», ИВС «Титан» и ИИС

«СКАЛА-микро» (+ расчет проводится,- не проводится)........................................19

Таблица 2.1 - Пример РЭ в конструкциях ячейки с ТК при работе на

стационарном уровне мощности.................................................................................42

Таблица 2.2 - Зависимость вкладов к(Е) в энерговыделение в графите

(относительные единицы) от энерговыработки ТВС Е, МВт-сут/м........................42

Таблица 2.3 - Число делений в секунду на единицу мощности Р(Е), образующейся в ячейке, для топлива 2,4 % урана-235, 2,6 % урана-235 и 0,41 % эрбия , и топлива 2,8 % урана-235 и 0,6 % эрбия в зависимости от выгорания,

относительные единицы...............................................................................................46

Таблица 2.4 - Значения вкладов в тепловую мощность ТВС рассматриваемого канала (К1), в ТВС каждого из боковых (К2) и каждого из диагонально расположенных каналов (К3), % от физической мощности рассматриваемой

ячейки.............................................................................................................................47

Таблица 2.5 - Отношение мощности твэлов наружного ряда ТВС к средней

мощности твэлов, отн.ед...............................................................................................48

Таблица 2.6 - Пример учета составляющих мощности в расчете по ПС

«ПРИЗМА-М» на одном из состояний РУ.................................................................49

Таблица 3.1 - Сравнение характеристик МПС, МОН и МДМ.................................68

Таблица 3.2 - Дисперсия определения коэффициента аксиальной неравномерности Экг и средняя приведенная дисперсия отклонения формы О/ АРППН и АРЭ, полученных по программе «ПРИЗМА-М» с использованием ПЭМ

и РЭМ..............................................................................................................................78

Таблица 3.3 - Итоговая зависимость <^Тд(Е) от энерговыработки Е для типа

топлива Т1 с обогащением 2,0 %.................................................................................82

Таблица 3.4 - Итоговая зависимость ^гд(Е) от энерговыработки Е для типа топлива Т2 с обогащением 2,4 %.................................................................................82

Таблица 3.5 - Итоговая зависимость £Тд(Е) от энерговыработки Е для типа

топлива Т3 с обогащением 2,6 %.................................................................................82

Таблица 3.6 - Итоговая зависимость ^гд(Е) от энерговыработки Е для типа

топлива Т4 с обогащением 2,8 %................................................................................. 83

Таблица 3.7 - Итоговая зависимость ^д(Г) от интегрального тока IВРД...............86

Таблица 3.8 - Оценки дисперсии восстановления мощностей ТК при

использовании корректированных и скорректированных сигналов ВРДР..........92

Таблица 4.1 - Погрешность, обеспечиваемая ПС «ПРИЗМА-М» и ПС «ПРИЗМА» в области их применения, %......................................................................................103

Рисунок 2.1 - Вклад делений на отдельных нуклидах в общее число делений в

зависимости от выгорания топлива (топливо 2,4 % урана-235)...............................45

Рисунок 2.2 - Относительное число поглощений в ячейке в зависимости от выгорания (без нуклидов и235, Ри239, Ри241), 1/деление (топливо 2,6 % урана-235 и

0,41 % эрбия)..................................................................................................................46

Рисунок 2.3 - Число делений в секунду на 1 Вт мощности для топлива 2,4 % урана-235, 2,6 % урана-235 и 0,41 % эрбия, и топлива 2,8 % урана-235 и 0,6 %

эрбия в зависимости от выгорания.............................................................................47

Рисунок 2.4 - Структурная схема ПС «ПРИЗМА-М»...............................................56

Рисунок 2.5 - Вид основного окна ПС «ПРИЗМА-М» в момент прохода

очередного цикла расчетов........................................................................................... 58

Рисунок 2.6 - Меню ПС «ПРИЗМА-М» при выборе пункта меню «Сервис»........58

Рисунок 2.7 - Окно, появляющееся в случае положительной диагностики

результатов НФР с рекомендацией его ввода............................................................59

Рисунок 2.8 - Окно, появляющееся в случае отрицательной диагностики

результатов НФР...........................................................................................................60

Рисунок 2.9 - Вид главного окна ПС «ПРИЗМА-М» при работе с включенным

режимом учета положения захвата РЗМ..................................................................... 60

Рисунок 3.1 - Динамика изменения целевой функции в процессе вычислений

(итераций) для различных методов.............................................................................68

Рисунок 3.2 - Характерная зависимость Оск от дисперсии калибровки ВРД ^кЛ 69 Рисунок 3.3 - Зависимость сигнала детектора при его перемещении по высоте

активной зоны ................................................................................................................ 72

Рисунок 3.4 - Вид «сглаженной» дифференциальной кривой (1) сигнала детектора типа Дт.6 при его перемещении по высоте активной зоны и кривой (2),

полученной путем аппроксимации сигнала детектора 10 гармониками.................73

Рисунок 3.5 - Восстановленное по тридцати гармоникам АРППН в канале сканирования.................................................................................................................75

Рисунок 3.6 - Восстановленное по четырем и тридцати гармоникам АРППН в

канале сканирования ..................................................................................................... 76

Рисунок 3.7 - Экспериментальные результаты, оптимизированная зависимость ^гд(Е) и зависимость из действовавшего журнала констант для топлива Т1 с

обогащением 2,0 %........................................................................................................81

Рисунок 3.8 - Экспериментальные результаты, оптимизированная зависимость ^гд(Е) и зависимость из действовавшего журнала констант для топлива Т2 с

обогащением 2,4 % ........................................................................................................ 82

Рисунок 3.9 - Аппроксимации зависимости ^д(Т) по результатам сканирований . 85

Рисунок 3.10 - Рекомендованная зависимость ^д(Т).................................................86

Рисунок 3.11 - Зависимость значений мощности реактора, дисперсии поля, количества запрещенных и отбракованных датчиков от времени для 1 -го

энергоблока Курской АЭС...........................................................................................88

Рисунок 3.12 - Зависимость значений мощности реактора, дисперсии поля, количества запрещенных и отбракованных датчиков от времени для 2-го

энергоблока Курской АЭС, 2-ой комплект ВРДР......................................................89

Рисунок 3.13 - Зависимость значений мощности реактора, дисперсии поля, количества запрещенных и отбракованных датчиков от времени для 1 -го

энергоблока Смоленской АЭС..................................................................................... 90

Рисунок 3.14 - Конструкция ВРДР Дт.4.....................................................................94

Рисунок 3.15 - Конструкция ВРДВ Дтэ.14.................................................................95

Рисунок 3.16 - Сечение чувствительного элемента ВРД.........................................96

Рисунок 3.17 - Распределение НГО2 по длине участка кабеля-датчика..................97

Рисунок 3.18 - Зависимость нейтронной чувствительности и чувствительности к мощности дозы гамма-излучения образца-свидетеля от содержания в нем двуокиси гафния ............................................................................................................ 98

I УЧТЁННАЯ КОПИЯ № /

Открытое "■■•"»»■■■•р"*" -X

«Концерн но производству электрической и тепловой >нер1 ни на атомных станциях»

(ОАО «КОНЦЕРН ЭНЫМ ОАТОМ») ФИЛИАЛ ОАО «КОНЦЕРН ЭНЕРГОАТОМ» «КУРСКАЯ АТОМНАЯ СТАНЦИЯ»

УТВЕРЖДАЮ

АКТ

Передачи в эксплуатацию модернизированного модуля расчета оперативного запаса реактивнос ти программы «Призма-М» на энергоблоках JVsl и Л»2 Курской АЭС

В соответствии с извещением об изменении .Чу5 «Алгоритмов программы «Призма-М»...» и извещением об изменении №3 «Типового журнала констант программы «Призма-М»...» энергоблоков №I и №2 Курской АЭС (приложения к письму НИКИЭТ исх. № 120-001/3916 от 02.09.2009), составленных на основании «Технического решения о доработке методики расчета оперативного запаса реактивности б программах «Призма» и «Призма-М» 5.11 ТР» (приложение к письму НИКИЭТ исх. № 120-001/2812ф от 15.07.2009) и отчета «Сопоставительный анализ методик расчета ОЗР» (приложение к письму НИКИЭТ исх. № 120-001/3916 от 02.09.2009), 22.09.2009 г. была произведена модернизация модуля zapaskl.exe расчета оперативного запаса реактивност и и корректировка соответствующего ему файла констант £га11.т(к профаммы «Призма-М» энергоблоков Л"» I и №2 Курской АЭС.

Работа исполняемого файла модернизированного модуля zapaskl.exe проверена на внешней выделенной ЭВМ на статичных срезах базы данных ИИС «Скала-Микро» энергоблока №1 Курской АЭС по состоянию на 08:13 от 18.09.2009г. (номинальный уровень мощности) и на 08:16 от 22.09.2009г. (87% номинальной мощности), энергоблока Х°2 Курской АЭС но состоянию на 08:15 от 18.09.2009г. (номинальный уровень мощности) и на 08:16 от 22.09.20091 (90% номинальной мощности). Указанная проверка показала работоспособность модернизированною модуля. Файл констант цпиКпНк считывастся верно и соответствуез изьсщению об изменении №3. Ввод новых констант приводит к увеличению величины оперативного запаса реактивности на энергоблоке №1 па -3,2 эфф. стержней (с 44.70 до 47,87 по состоянию па 18.09.20091 и с 45,05 до 48,23 по состоянию !|а 22.09.20091), на энергоблоке №2

À

РОСЭНЕРГОАТОМ

Акционерное общество «Российский концерн но проишодству электрической и телловон энергии на атомных станциях»

(АО «Концерн Росэнергоатом»)

Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Ленинградская атомная станция» (Ленинградская АЭС)

Yi. IX д Q7S

УТВЕРЖДАЮ Главныйднженер

АКТ

Сосновый Ьор

№3{¿¿IGjzjJAhjilL

приемки программного средства «ПРИЗМА-М» версия 1.3 энергоблоков № I, 2, 3, 4 Ленинградской АЭС

В соответствии с этапом 1 договора №119243/ЗКД/145-15до от 07.09.2016 г. «Оснащение ИИС энергоблоков №№1-4 программой «ПРИЗМА-М» версии 1.3» выполнены работы по проверке работоспособности на резервных LLICP ИИС энерг облоков №1, №2, №3, №4 Ленинградской АЭС и приёмке персоналом ЦТАИ и ОЯБиН программного средства «ПРИЗМА-М», версия 1.3.

Проведено обучение персонала ЛЯБ-1,2 правилам работы с программным средством «ПРИЗМА-М», версия 1.3 в объеме, позволяющем указанному персоналу выполнять вычисления по основным расчетным функциям программного средства «ПРИЗМА-М», версия 1.3.

Проведена проверка работоспособности профаммного средства «ПРИЗМА-М», версия 1.3 путем проверки выполнения расчетных функций и устойчивости работы с использованием резервных рабочих станций ИИС энергоблоков №1, №2, №3, №4 Ленинградской АЭС. Результаты проверки

работоспособности приведены в соответствующих протоколах по энергоблокам.

Программное средство «ПРИЗМА-М», версия 1,3 установлено в ИИС энергоблоков №1, №2, №3, №4 Ленинградской АЭС, проверено, испытано и принято персоналом ЦТАИ и ОЯБиН. Ввод в эксплуатацию ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.3 будет осуществлен после оформления Ростехнад зором паспорта ПС в установленном порядке.

От АО «НИКИЭТ» От Ленинградской АЭС

Начальник группы расчёта параметров активной зоны

А.А. Соколовский

Зам, начальника ЦТАИ по АСУ ТП

С.Ф. Осадчий 1-1 [

испытаний 12.396 ПМ на остановленном энергоблоке №1 Смоленской АЭС по данным предпусковой загрузки проведены в полном объеме.

3. Результаты приемочных испытаний на остановленном энергоблоке подтверждают работоспособность комплекса программ СМО «Призма-М» ИИС «Скала-микро» и его готовность к пуску энергоблока №1 Смоленской АЭС.

Подкомиссия РЕШИЛА:

1. Принять комплекс программ СМО «Призма-М» ИИС «Скала-микро» энергоблока № 1 Смоленской АЭС в эксплуатацию.

2. Провести испытания комплекса программ СМО «Призма-М» ИСС «Скала-микро» на энергетическом уровне мощности энергоблока №1 Смоленской АЭС в соответствии с ПМ 12.396.

Приложение 1: Перечень документов по приемке в эксплуатацию комплекса программ специального математического обеспечения «ПРИЗМА-М» ИИС «Скала-микро» энергоблока № 1 Смоленской АЭС.

Таблица П4.1 - Хронология основных работ на энергоблоках АЭС с РУ РБМК-1000 при модернизации и установке новых версий ПС «ПРИЗМА-М»

Год Месяц АЭС Описание

20022003 - - Разработка ядра (основных модулей) ПС «ПРИЗМА-М»

2003 12 КуАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №1 при внедрении «СКАЛА-микро»

2004 5 КуАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №2 при внедрении «СКАЛА-микро»

2004 10 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №1 при внедрении «СКАЛА-микро»

2006 10 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №2 при внедрении «СКАЛА-микро»

2006 12 КуАЭС Тестовая эксплуатация на энергоблоке №1 алгоритма с тепловой инерционностью графита

2006 - ЛАЭС, КуАЭС Изучение минимального контролируемого уровня мощности

2007 11 КуАЭС Внедрение УПРВ и аппроксимации по 8ми детекторам на энергоблоках №1 и №2

2008 - ЛАЭС, КуАЭС Переход на заводскую калибровку ВРДР

2008 4 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №3 при внедрении «СКАЛА-микро»

2008 9 КуАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №3 при внедрении «СКАЛА-микро»

2008 12 ЛАЭС Внедрение УПРВ и других улучшений на энергоблоках №1 и №2

2008 12 ЛАЭС Внедрение УПРВ на энергоблоке №3

2009 5 КуАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №4 при внедрении «СКАЛА-микро»

2009 12 ЛАЭС Внедрение ТВС-П на энергоблоке №2

2010 2 ЛАЭС Ввод в работу РЭМ на энергоблоке №2 для учета ТВС-П; Работа с Авто-НФР на энергоблоке №2

2010 4 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М» на энергоблоке №4 при внедрении «СКАЛА-микро»

2010 11 ЛАЭС Доработка расчета температуры графита на энергоблоках №3 и №4 с целью отказа от использования коэффициентов подогрева, усредненных по верхнему и нижнему слоям

2010 11 ЛАЭС Ввод на энергоблоке №3 плавного перехода в расчете ОЗР при подъеме мощности с учетом £норм; доработка с целью формирования uzz.prz с учетом £норм

2011 4 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.0 на энергоблоке №1 при внедрении «СКАЛА-микро»

2011 11 ЛАЭС Доработка расчета температуры графита на энергоблоках №1 и №2 с целью отказа от использования коэффициентов подогрева, усредненных по верхнему и нижнему слоям; Ввод на энергоблоках №1 и №2 плавного перехода в расчете ОЗР при подъеме мощности с учетом Кнорм

2012 4 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.1 на энергоблоке №1

2012 11 ЛАЭС Отказ от УПРВ; Приведение к версии 1.1 на энергоблоках №1-№3

2013 11 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.1 на энергоблоке №2

2013 11 ЛАЭС Учет признаков разреза графитовых колонн на энергоблоке №1

2013 12 ЛАЭС Ввод в работу РЭМ и работа с Авто-НФР на энергоблоках №1, №3 и №4

2014 11 ЛАЭС Ввод «ReloadPredict» (прогноз параметров после перегрузки)

2014 11 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.2 на энергоблоках №№1-4

2014 11 ЛАЭС Учет признаков разреза графитовых колонн на энергоблоке №2

2014 12 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.2 на энергоблоках №1 и №2; доработка с целью выдачи значения ОЗР, рассчитываемого отдельно по комплектам ВРД

2015 4 САЭС Доработка ПС «ПРИЗМА-М» энергоблоков №1 и №2 с целью формирования коэффициентов для УЗ-ЗАР для ВРДВ с одной запрещенной секцией

2015 6 КуАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.2 на энергоблоках №1-№4

2015 9 КуАЭС Адаптация и настройка ПС «ПРИЗМА-М» для расчета параметров в зоне перегрузки

2015 11 КуАЭС Работа с Авто-НФР

2016 12 ЛАЭС Доработка ПС «ПРИЗМА-М» с целью ведения архива расчетных параметров

2017 9 САЭС Доработка ПС «ПРИЗМА-М» энергоблока №2 с целью учета загрузки кобальтовых ДП

2017 11 КуАЭС Учет ТВС сб.49, установленных в активную зону

2018 6 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.3 на энергоблоках №№1, 3, 4

2018 7 КуАЭС Ввод РЭМ в работу на энергоблоке №1

2018 8 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.3 на энергоблоке №2

2018 11 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.4 на энергоблоках №1 и №3

2018 11 КуАЭС ОПЭ ПС «ПРИЗМА-М», версия 2.0 на энергоблоке №4

2019 3 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.4 на энергоблоке №3; доработка с целью учета АЗМ

2019 4 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.4 на энергоблоке №1; доработка с целью учета АЗМ

2019 6 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.4 на энергоблоке №4

2019 7 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.4 на энергоблоке №2; доработка с целью учета АЗМ

2019 11 КуАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 1.4; работа с резервными копиями файлов рестарта; учет ТВС-ПЧИ

2020 9 ЛАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 2.0; работа с резервными копиями файлов, важных для бесперебойного выполнения программы; учет ТВС-ПЧИ

2020 12 САЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 2.0; учет ТВС-ПЧИ

2021 9 КуАЭС Установка ПС «ПРИЗМА-М», версия 2.0; работа с резервными копиями файлов, важных для бесперебойного выполнения программы

Рисунок П5.1 - Количество отбракованных детекторов при подъеме мощности

реактора

Дата

Рисунок П5.2 - Mаксимальное значение нормированной 2-ой гармоники APЭ

07.05.2008 07:31 07.05.2008 17:31 08.05.2008 03:31 08.05.2008 13:31

Дата

Рисунок П5.3 - Mаксимальное значение нормированной 3-ей гармоники APЭ

Рисунок П5.4 - Максимальное значение коэффициента аксиальной

неравномерности АРЭ

Рисунок П5.5 - Среднее значение нормированной 2-ой гармоники АРЭ

Рисунок П5.6 - Среднее значение нормированной 3-ей гармоники АРЭ

Рисунок П5.7 - Среднее значение коэффициента аксиальной неравномерности

АРЭ

Рисунок П6.1 - Зависимость суммарной мощности реактора от времени, МВт

На рисунке П6.1 и далее зависимости носят дискретный характер в силу округления параметров, хранящихся в БД ИИС «СКАЛА-микро».

Макс. мощность канала

0.075

0.07

0.065

0.06

0.055

0.05

0.045

0.04

0.035

0.03

0.025

0.02

0.015

001

0.005

с с с о с С! ЭСОт— СОО^^ОСОГ^-т— Г-~т— СОГ-ЭЮОСЧСЧСЧСОЮЮООт— ОС ТОСОСЧСО-СГОГ-- С001-0т- Г-^ЮООт— т— счсосо-^-^юс ЭСОСОООООООООООС ЭСОСОСОСОСОСОСОСОСОСОСОСОС< эоооооооооооос ^0)0)0)0)00)0)0)0)0)0)0)0 эоооооооооооос -оасчюосог^счг^юсчю« Чт— СЧт— СЧт— т— т— т— СЧСОСЧС -Г^СООЮт— Г^СООТСОСЧСО'* ЭОт— т— СЧСОСО-сГ-сГиОООт-ЭОООООООООт— т— т-чсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчс ЭСОСОСОСОСОСОСОСОСОСОСОС< эооооооооооос ^ОООООООООООО эооооооооооос ЭСОСОСОСОСОСОСОСОСОСОСОС. 0 т— 1— О) Г"-ч со сч сч с г о со сы а - сы сы со с ч сч сч сч с э со со со а э о о о с ^ о о о а э о о о с Э СО СО СО С£ ~ОГ-~ОГ-~ОГ-~ОГ-~т— СО т— Г-~СЧСОт— со ЧСОСЧСОСЧСОСЧСОСЧСОСЧСОСЧСОСОСОСО ЭТОСОСЧСО-СГОСОСЧСО-СГОСОСЧСО-СГ Э^ЮЮООт— СЧСЧСОСО^ЮЮООт— -т— т— т— счсчсчсчсчсчсчсчсчсчсососо чсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсч ЭС0С0С0С0С0С0С0С0С0С0С0С0С0С0С0С0 эоооооооооооооооо ^ОООООООООООООООО эоооооооооооооооо эсосососососососососососососососо

Рисунок П6.2 - Зависимость максимальной мощности ТК от времени, МВт

времени, °С

Запас реактивности

Рисунок П6.4 - Зависимость оперативного запаса реактивности от времени,

эфф.ст.

Рисунок П6.5 - Зависимость дисперсии поля от времени, (%)2

времени, отн.ед.

Рисунок П6.7 - Зависимость коэффициента аксиальной неравномерности распределения энерговыделения от времени, отн.ед.

Макс. линейная нагрузка

II I

Ж

-..................................................................................................................................

С^ С1 СЧ СЙ ■ч-

т т со сч сч

т т ю о о

счсосо-сг-сгиооо

счсосо-сг-сгиооо

СОСЧСО-ТОСОСЧСО-ТО1.О

ОО1.О1.О-Т1.О-Т-ТСОСОСЧСЧ —

СЧСОСО-Т-Т1.ООО

счсчсо-^-^ююо

счсчсчсчсчсчсчсчсчсчсчсососо

СОСОСООООООООООООООООООООО СО СО СО СО СО СО

ооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооо ооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооооо (ОШЮОШСОШЮШШЮШЮШШЮШЮШШЮШЮШЩЮШЮШСНЮШЮШЩЮШЮШЩЮШЮШЩЮШ

15

14

13

12

11

10

9

8

7

6

5

4

3

2

0

Рисунок П6.8 - Зависимость максимальной линейной мощности твэл от времени,

Вт/см

1-ый КОМПЛЕКТ ВКЛ.(запрещено 60 ВРДР)

2-ой КОМПЛЕКТ ВКЛ.(запрещено 21 ВРДР)

ОТБРАКОВКА ВРДР1 67 4 5 как ВРДВ с неработающими 2 секциями ОТБРАКОВКА ВРДР1 4 4 65 как ВРДВ с неработающими 2 секциями ОТБРАКОВКА ВРДР1 1451 как ВРДВ с неработающими 1 секциями

Первично отбр ВРДР1 6035 квант= -5. 009 У0 = -0 556

Первично отбр ВРДР1 5421 квант= -3. 443 У0 = -0 400

Первично отбр ВРДР1 5425 квант= -3. 721 У0 = -0 409

Первично отбр ВРДР1 5025 квант= 6. 520 V0 = 0 692

Первично отбр ВРДР1 4425 квант= -6. 455 У0 = -0 665

Первично отбр ВРДР1 4441 квант= -4. 897 У0 = -0 472

Первично отбр ВРДР1 4025 квант= -5. 837 У0 = -0 588

Первично отбр ВРДР1 4045 квант= 5. 519 V0 = 0 530

Первично отбр ВРДР1 4061 квант= 5. 823 V0 = 0 655

Первично отбр ВРДР1 3455 квант= -3. 787 У0 = -0 404

Первично отбр ВРДР1 1431 квант= -3. 560 У0 = -0 423

Первично отбр ВРДР1 1455 квант= -3. 939 У0 = -0 481

Первично отбр ВРДР1 5455 квант= 4. 863 V0 = 0 557

Первично отбр ВРДР1 5015 квант= -3. 647 У0 = -0 431

Первично отбр ВРДР1 3421 квант= 5. 904 V0 = 0 637

Первично отбр ВРДР1 1425 квант= -3. 430 У0 = -0 414

Первично отбр ВРДР1 3025 квант= 3. 969 V0 = 0 419

1-ый КОМПЛЕКТ ОТБРАКОВАН

запрещен и отбракован 80 ВРДР1 > 80

ОТБРАКОВКА ВРДР2 5643 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 5663 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 4610 как ВРДВ с неработающими 1

ОТБРАКОВКА ВРДР2 4617 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 4 627 как ВРДВ с неработающими 1

ОТБРАКОВКА ВРДР2 4647 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 4 657 как ВРДВ с неработающими 1

ОТБРАКОВКА ВРДР2 3613 как ВРДВ с неработающими 3

ОТБРАКОВКА ВРДР2 3623 как ВРДВ с неработающими 1

ОТБРАКОВКА ВРДР2 3633 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 3653 как ВРДВ с неработающими 3

ОТБРАКОВКА ВРДР2 2617 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 2627 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 2637 как ВРДВ с неработающими 1

ОТБРАКОВКА ВРДР2 2647 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 1623 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 1633 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 1643 как ВРДВ с неработающими 2

ОТБРАКОВКА ВРДР2 1653 как ВРДВ с неработающими 3

ОТБРАКОВКА ВРДР2 1233 как ВРДВ с неработающими 3

ОТБРАКОВКА ВРДР2 1247 как ВРДВ с неработающими 2

кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями кциями

Первично отбр ВРДР2 6237 квант= -4 178 У0 = -0 481

Первично отбр ВРДР2 5657 квант= 7 345 V0 = 0 879

Первично отбр ВРДР2 5233 квант= 3 992 V0 = 0 413

Первично отбр ВРДР2 5236 квант= -5 962 У0 = -0 608

Первично отбр ВРДР2 5243 квант= 5 107 V0 = 0 524

Первично отбр ВРДР2 4263 квант= -3 757 У0 = -0 442

Первично отбр ВРДР2 3627 квант= -3 853 У0 = -0 372

Первично отбр ВРДР2 3637 квант= -4 309 У0 = -0 429

Первично отбр ВРДР2 3647 квант= -3 409 У0 = -0 326

Первично отбр ВРДР2 3253 квант= 3 941 V0 = 0 417

Первично отбр ВРДР2 2653 квант= -3 559 У0 = -0 385

Первично отбр ВРДР2 2253 квант= -5 627 У0 = -0 641

Первично отбр ВРДР2 1657 квант= -4 003 У0 = -0 489

Первично отбр ВРДР2 1243 квант= 7 895 V0 = 0 952

Первично отбр ВРДР2 1253 квант= 7 060 V0 = 0 870

Первично отбр ВРДР2 4247 квант= 3 538 V0 = 0 338

Первично отбр ВРДР2 3657 квант= -3 911 У0 = -0 426

Первично отбр ВРДР2 1227 квант= 5 172 V0 = 0 631

Первично отбр ВРДР2 6253 квант= 3 546 V0 = 0 426

Первично отбр ВРДР2 1237 квант= 4 944 V0 = 0 595

Первично отбр ВРДР2 2213 квант= 5 724 V0 = 0 704

Первично отбр ВРДР2 4243 квант= 3 733 V0 = 0 365

Первично отбр ВРДР2 4253 квант= 3 667 V0 = 0 383

Первично отбр ВРДР2 2663 квант= 3 383 V0 = 0 408

Дисперсия поля по ВРДР2= 304

запрещено и отбраковано 66 ВРДР2

Рисунок П6.9 - Результаты отбраковки ВРДР и восстановления энерговыделения

на уровне ~0,6 МВт

67 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 2 1 1 1 2 1 1 1 2 1 2 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 67

66 - 2 2 2 0 3 2 2 0 2 2 3 0 2 1 1 0 1 1 1 1 . ■ 66

65 ■ 2 2 3 3 3 3 3 3 3 2 3 2 3 2 3 2 2 2 2 2 2 2 1 1 . ■ 65

64 - 1 0 2 2 2 0 3 3 3 0 3 2 3 0 3 2 2 0 2 2 2 0 2 2 2 0 1 1 . - 64

63 - 2 2 3 3 4 3 3 3 2 3 3 3 2 2 4 3 3 3 3 3 3 3 0 2 2 2 2 2 2 1 . ■ 63

62 - 2 0 3 3 4 0 5 3 3 0 2 3 2 0 2 3 2 0 3 3 3 0 2 2 2 0 1 2 2 0 1 1 . ■ 62

61 - 2 3 3 4 4 3 5 4 4 2 3 3 3 3 2 2 4 2 3 2 3 3 2 3 3 2 2 2 2 3 2 2 2 1 . ■ 61

60 - 2 0 2 3 4 0 4 3 5 0 4 2 3 0 2 2 4 0 3 3 2 0 2 3 2 0 3 2 2 0 3 2 2 0 2 1 . ■ 60

57 - 2 3 3 3 4 4 3 0 3 4 4 2 2 0 2 2 2 3 4 4 3 2 1 0 2 2 3 2 2 0 3 3 2 2 3 2 2 1 . ■ 57

56 - 3 0 4 4 5 0 4 4 3 0 3 3 3 0 2 2 2 0 3 3 3 0 2 2 2 0 3 2 3 0 2 2 2 0 2 2 2 0 1 1 . ■ 56

55 - 2 3 4 3 4 5 4 5 4 4 3 4 4 3 3 3 3 2 2 2 2 3 2 2 2 2 2 2 2 2 2 3 2 3 2 2 2 2 2 1 2 1 . ■ 53

54 - С 3 3 4 0 4 5 4 0 5 3 4 0 3 2 2 0 2 2 2 0 2 2 2 0 2 2 2 0 2 2 2 0 3 2 2 С 2 1 2 0 2 . ■ 54

53 - 2 3 4 4 5 4 5 4 5 5 4 4 2 3 0 2 3 2 2 2 2 2 1 2 2 2 1 1 0 1 2 2 2 3 2 1 2 2 2 2 2 2 2 1 . ■ 53

52 - 3 4 3 0 5 6 6 0 4 5 4 0 2 2 2 0 0 2 3 0 3 0 2 0 2 2 2 0 1 1 2 0 2 3 2 0 1 2 2 0 2 2 2 2 . ■ 52

51 - 2 3 4 5 5 5 7 7 4 5 4 3 3 4 3 3 3 2 2 3 2 3 2 2 2 2 2 2 2 1 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 3 2 2 2 . ■ 51

■ 3 4 С 5 6 5 0 6 6 5 г 4 4 3 0 3 2 3 0 2 3 3 0 2 2 2 0 2 2 2 0 2 2 1 0 2 1 2 С 2 2 2 0 2 2 1 . ■ 50

47 - 3 4 5 5 6 6 7 7 5 5 3 3 3 4 4 2 2 3 2 0 2 2 3 2 3 2 2 2 2 1 1 2 2 1 1 2 2 1 2 1 2 2 2 3 2 1 . ■ 47

46 2 0 4 4 4 0 7 4 7 0 5 6 3 0 4 3 3 0 2 2 3 0 4 3 4 0 3 2 2 0 1 2 1 0 2 2 2 0 2 2 2 0 2 2 2 0 2 1 ■ 46

45 3 3 3 С 6 4 4 5 0 5 7 6 6 4 4 4 3 3 3 3 2 4 0 3 3 3 2 2 2 2 1 1 1 1 2 2 2 2 0 2 2 2 2 3 3 2 1 1 ■ 43

44 3 4 5 С 7 6 6 0 5 В 5 0 7 4 3 0 2 3 2 0 4 4 3 0 2 2 2 0 2 2 1 0 2 1 2 0 3 2 2 0 2 2 2 0 2 2 1 1 ■ 44

43 2 4 6 а 5 7 7 6 Е В 7 9 6 4 4 4 0 3 3 3 3 3 4 4 3 3 2 2 2 1 0 2 2 1 2 2 2 2 2 2 2 2 3 2 2 2 1 1 ■ 43

42 2 0 5 7 5 0 6 3 10 0 10 6 6 0 3 4 4 0 3 4 5 0 4 0 3 0 2 3 2 0 1 2 2 0 3 3 2 0 3 2 2 0 2 2 2 0 2 1 ■ 42

41 3 4 7 5 9 7 9 11 Е 10 9 7 3 6 6 5 5 4 5 4 4 3 4 6 4 4 3 2 3 2 2 2 2 2 2 2 2 2 3 4 3 2 2 3 2 2 1 1 ■ 41

40 3 4 7 С 10 10 Е 0 10 9 6 0 3 7 5 0 6 6 5 0 4 4 6 0 6 4 4 0 2 3 2 0 3 3 3 0 2 3 4 0 2 3 3 0 2 2 2 1 ■ 40

37 3 4 4 6 6 9 7 5 6 8 6 5 5 6 6 6 4 5 4 4 4 С 6 6 6 0 4 4 4 4 3 2 3 2 2 2 3 3 2 3 2 2 0 2 2 1 2 1 ■ 37

36 3 0 4 7 6 0 6 7 6 0 6 5 6 0 7 5 6 0 6 4 6 0 6 3 4 0 5 4 5 0 3 3 3 0 3 2 2 0 3 4 3 0 2 2 2 0 1 1 ■ 36

35 3 3 4 5 7 6 7 5 6 6 3 7 3 6 6 5 0 4 6 5 5 6 7 9 6 4 5 6 4 3 0 2 4 3 3 3 3 3 4 4 3 2 3 2 1 2 0 1 ■ 33

34 2 3 4 С В 5 6 0 3 5 7 0 6 3 7 0 5 4 7 0 5 6 6 0 6 3 5 0 5 4 4 0 4 3 4 0 3 2 3 0 4 3 3 0 2 2 1 1 ■ 34

33 2 4 4 5 6 6 5 5 0 5 5 5 3 5 6 6 7 4 5 3 6 7 7 7 9 3 6 6 4 3 3 4 3 2 3 4 3 3 0 2 3 3 2 2 1 1 1 1 ■ 33

32 2 0 5 4 6 0 6 4 5 0 3 5 7 0 5 6 6 0 5 3 4 0 В 3 9 0 9 5 6 0 3 3 4 0 4 4 4 0 3 4 3 0 2 3 2 0 1 0 ■ 32

31 2 2 3 4 6 6 6 3 5 5 7 6 3 6 7 10 6 7 7 7 0 3 В 3 7 7 6 5 7 5 6 4 5 5 3 3 3 5 4 3 4 3 3 2 2 1 1 0 ■ 31

30 - 2 2 С 6 6 5 0 7 7 3 0 3 3 9 0 11 10 10 0 6 9 10 0 11 9 6 0 6 7 7 0 6 3 5 0 5 3 4 0 5 3 3 0 1 1 0 . ■ 30

27 - 1 3 4 3 4 5 7 7 4 5 5 6 6 6 10 9 10 7 10 7 3 11 11 11 9 Е 6 3 6 3 6 4 4 4 4 5 4 4 5 4 3 2 2 1 1 0 . ■ 27

26 - 1 2 3 3 0 5 5 4 0 6 5 5 0 7 7 7 0 7 0 7 С 10 9 9 0 9 9 6 0 6 7 6 0 4 6 4 0 3 4 3 0 2 2 1 0 0 . ■ 26

25 - 1 2 3 3 5 6 5 4 7 6 3 5 5 6 0 Е В 3 9 10 7 9 6 6 9 В 7 6 0 6 5 6 4 4 5 5 4 3 3 2 2 1 1 0 . - 23

24 - 0 С 3 3 4 0 7 5 7 0 3 7 5 0 3 7 7 0 11 7 В 0 6 6 Е 0 10 В 6 0 7 4 6 0 6 5 3 0 3 2 2 0 0 0 . ■ 24

23 - 1 2 2 4 4 4 6 5 7 7 5 6 9 6 Е 10 10 9 10 10 6 В 9 Е 10 3 6 3 5 6 5 5 6 4 5 3 3 2 1 1 0 0 . ■ 23

22 - 1 1 0 2 5 5 0 7 6 4 0 5 3 7 0 7 10 7 0 7 3 10 0 Е 5 3 0 6 5 6 0 4 5 5 0 3 2 2 0 0 0 0 . ■ 22

21 - 0 1 2 2 3 4 4 5 0 4 7 9 6 7 9 6 0 7 7 10 В 7 0 6 5 6 3 6 5 5 0 4 4 4 3 1 1 0 0 0 . ■ 21

20 - 0 1 0 2 3 5 0 3 4 6 0 3 Е 9 0 5 9 11 0 11 3 7 0 7 5 4 0 4 5 4 0 4 2 1 0 0 0 0 . ■ 20

17 - 0 1 2 2 3 3 4 4 6 7 7 4 6 9 7 3 6 10 В 6 6 5 6 4 3 5 4 3 3 2 3 2 1 0 0 0 . ■ 17

16 - 0 0 0 2 2 4 0 5 4 5 0 4 3 5 0 7 5 7 0 6 6 6 0 3 4 3 0 2 2 1 0 0 0 0 . ■ 16

15 - 0 0 1 1 2 2 3 3 4 4 5 6 5 Е 5 5 4 5 3 4 4 2 С 2 2 2 1 1 0 0 0 с . ■ 1 =

14 - 0 0 0 0 1 2 0 2 2 3 0 3 4 3 0 3 3 4 0 3 2 2 0 1 1 0 0 0 0 0 . ■ 14