Содержание к диссертации
Введение
2 модель накопления радионуклидов в воде ПГ 19
2.1 Качественный анализ физико-химических процессов, влияющих на накопление радионуклидов в воде ПГ 19
2.2 Общее описание продувки ПГ 23
2.2.1 Техническое описание парогенераторов АЭС с ВВЭР 23
2.2.2 Общая схема продувки ПГ 25
2.2.3 Особенности продувки ПГВ-1000 28
2.3 Контроль расхода продувочной воды на АЭС 35
2.4 Математическая модель накопления радионуклидов в воде ПГВ-440 и ПГВ-1000 (до реконструкции систем водопитания и продувки) 39
2.5 Реконструированные парогенераторы ПГВ-1000 45
2.5.1 Экспериментальное обоснование точки пробоотбора воды ПГ 45
2.5.2 Модель процесса накопления активности в воде ПГВ-1000 46
2.6 Исследование условий достижения равновесного содержания реперных радионуклидов в воде негерметичного ПГ 49
2.6.1 Достижение равновесных концентраций реперных радионуклидов в воде ПГ после нарушения его герметичности 49
2.6.2 Достижение стационарности при циклическом действии периодической продувки парогенератора 52
3 методика расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС С ВВЭР 56
3.1 Регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов ПГВ-440 и ПГВ-1000 (до реконструкции) 56
3.1.1 Расход продувочной воды на очистку известен 59
3.1.2 Расход продувочной воды на очистку неизвестен 64
3.2 Алгоритм расчета протечки реконструированных ПГВ-1000 69
3.2.1 Параметрическое представление уравнения регрессии 69
3.2.2 Итерационный метод расчета точечной оценки протечки ПГ 69
3.2.3 Оценка доверительного интервала для протечки ПГ 70
3.3 Алгоритм расчета приведенной активности 13ІІ в продувочной воде ПГ 72 4 4 4
4 Программное обеспечение расчета протечки ПГ 75
4.1 Описание программного обеспечения расчета протечки ПГ АЭС с ВВЭР 75
4.2 Проведение аналитических тестов ПС CHECKMOD 82
4.2.1 Тестирование вычислительного кода CHECKMOD v.3.0.440 82
4.2.2 Тестирование вычислительного кода CHECKMOD V.3.0.1000R 86
4.3 Анализ влияния качества исходных данных на оценку неопределенности расчета протечки ПГ 89
4.3 1 Описание метода численного моделирования расчета протечки ПГ 89
4.3.2 Построение матрицы исходных данных 89
4.3.3 Численное моделирование расчета протечки ПГВ-440 90
4.3.4 Численное моделирование расчета протечки ПГВ-1000 96
4.3.5 Требования к исходным данным 97
4.4 Верификация методики и ПС расчета протечки ПГ на АЭС 100
4.4.1 Обоснование процедуры верификации 100
4.4.2 Требования к экспериментальным данным 102
4.4.3 Результаты верификации 104
5 Обеспечение представительного контоля протечек ПГ 106
5.1 Разработка оптимальной схемы проведения радиационного контроля ПГ 106
5.1.1 Идентификация негерметичных ПГ 106
5.1.2 Определение соответствия негерметичного ПГ нормативным требованиям 107
5.1.3 Порядок действий при превышении протечкой контрольных уровней 108
5.1.4 Рекомендации по оптимизации контроля протечки ПГ 110
5.2 Требования к организации представительного контроля протечек ПГ 115
5.2.1 Требования к приборному и методическому обеспечению 115
5.2.2 Требования к пробоотбору 115
5.2.3 Требования к выбору реперных радионуклидов 116
5.2.4 Требования к контролю І31І в продувочной воде ПГ 116
5.2.5 Повышение достоверности расчета протечки ПГ 117
5.2.6 РК протечек ПГ по ограниченному числу реперных радионуклидов 117
5.2.7 РК протечек ПГ во время переходных режимов эксплуатации 117
5.2.8 Требования к обработке результатов РК 118
5,3 Методика выполнения измерений удельной активности реперных радионуклидов при проведении радиационного контроля протечек ПГ 118
5.3.1 Общее описание методики 118
5.3.2 Схема проведения измерений 119
5.3.3 Методы пробоотбора и приготовления счетных образцов теплоносителя первого контура 121
5.3.4 Методы пробоотбора и приготовления счетных образцов продувочной воды 125
5.3.5 Оценка ожидаемой удельной активности радионуклидов в воде ПГ 127
5.3.6 Выбор метода приготовления счетных образцов продувочной воды ПГ 128
5.3.7 Повышение чувствительности измерений 132
5.3.8 Определение удельной активности реперных радионуклидов 135
5.3.9 Оценка максимальной неопределенности измерения удельной активности 137
5.3.10 Обработка результатов измерений 140
6 Применение методического и программного обеспечения для радиационного контроля ПГ 142
6.1 Практическая реализация метода РК протечек ПГнаАЭС 142
6.1.1 Анализ результатов использования метода РК протечек на АЭС 142
6.1.2 Внедрение пакета методического и программного обеспечения РК протечек ПГ на АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 145
6.2 Примеры использования методик и ПС при РК протечек ПГ 146
6.2.1 Использование разработанных методик при РК протечек ПГ 146
6.2.2 Использование ПС при радиационном контроле протечек ПГ 150
6.3 Перспективы применения методического и ПС расчета протечек на АЭС 154
6.3.1 Использование методик и ПС в АСРК контроля протечек ПГ 154
6.3.2 Принцип дублируемости систем безопасности на АЭС 154
6.3.3 АСРК протечек ПГ по 16N 155
6.3.4 Использование методик и ПС в качестве стандарта для калибровки АСРК протечек ПГ по 16N 157
6.4 Пути дальнейшего совершенствования методов РК протечек ПГ 158
Заключение 161
Список используемых источников 163
- Математическая модель накопления радионуклидов в воде ПГВ-440 и ПГВ-1000 (до реконструкции систем водопитания и продувки)
- Алгоритм расчета протечки реконструированных ПГВ-1000
- Проведение аналитических тестов ПС CHECKMOD
- Требования к организации представительного контроля протечек ПГ
Введение к работе
Парогенераторы (ПГ) АЭС с ВВЭР, а точнее их теплообменные трубки и коллекторы, являются одним из важнейших барьеров радиационной безопасности АЭС. В процессе эксплуатации парогенераторов может произойти нарушение плотности ПГ по первому контуру (повреждения теплообменных трубок и/или коллектора), приводящее к поступлению (протечке) теплоносителя первого контура в воду ПГ и технологические среды второго контура.
В соответствии с требованиями ill, в технологическом регламенте /2-4/ безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР, приведены пределы и условия безопасной эксплуатации ПГ, а также определен порядок действий после установления несоответствия ПГ нормативным требованиям. К параметрам, влияющим на безопасную эксплуатацию АЭС, относится как протечка теплоносителя первого контура в воду ПГ, так и удельная активность радионуклида І в продувочной воде ПГ. Для них установлены нормативные требования, а именно:
1). Пределы безопасной эксплуатации; предельное значение протечки теплоносителя первого контура по отдельным парогенераторам G =5 кг/ч;
"і, предельное значение приведенной удельной активности І в продувочной воде каждого парогенератора энергоблока А = 740Бк/кг (2-Ю Ки/кг).
2). Эксплуатационные пределы:
- допустимое значение протечки теплоносителя первого контура по отдельным парогенераторам G =4 кг/ч; 131т
- допустимое значение приведенной удельной активности І в продувочной
-К воде каждого парогенератора энергоблока А =370Бк/кг (МО Ки/кг).
В связи с этим пристальное внимание эксплуатирующих организаций уделяется поддержанию безопасной эксплуатации парогенераторов, которая обеспечивается:
на остановленном блоке: проведением с помощью вихревых токовых установок /5,6/ периодического неразрушающего контроля герметичности теплообменных трубок (ТОТ), гидро- и пневмоиспытаниями ПГ.
- на работающем блоке: поддержанием водно-химического режима теплоносителя в пределах установленных норм /7,8/ и контролем протечки ПГ. Причем, контроль протечки ПГ на работающем энергоблоке является одной из важнейших составляющих в обеспечении безопасности АЭС, т.к. некорректная оценка этой величины может привести к:
- долговременной эксплуатации парогенератора при фактическом превышении эксплуатационных пределов;
- преждевременному останову энергоблока.
Длительная эксплуатация ПГ при превышении эксплуатационных норм приводит к снижению общей надежности ПГ, чреватой значительным повышением активности теплоносителя и оборудования второго контура, выбросов и сбросов радионуклидов с АЭС в окружающую среду. В результате возможен значительный экономический ущерб (замена негерметичных ПГ, дезактивация оборудования второго контура и т.д.), а также переоблучение персонала выше установленных дозовых пределов. Как следует из мирового опыта, стоимость замены одного ПГ доходит, по разным оценкам, до 50 млн. долларов /5/.
С другой стороны, завышение результатов расчета протечки ПГ, по сравнению с реальной величиной, также может привести к существенным экономическим последствиям, связанным с необоснованным остановом энергоблока АЭС, т.е. уменьшению КИУМ.
Поэтому при эксплуатации ПГ на первый план выходят вопросы, связанные с обеспечением корректного контроля протечек теплоносителя первого контура в воду парогенераторов.
Следует подчеркнуть, что на работающем энергоблоке оценка протечки теплоносителя в воду ПГ может быть выполнена исключительно расчетным методом. Поэтому для разработки корректной методики оценки протечки ПГ необходим комплексный анализ физико-химических и радиационно-технологических процессов, влияющих на накопление радионуклидов в воде ПГ.
Актуальность темы диссертации обусловлена необходимостью разработки и внедрения на АЭС с ВВЭР новейших методов (моделей и алгоритмов расчета, программных средств (ПС) и методик выполнения измерений) радиационного контроля (РК) протечек теплоносителя в воду ПГ с целью повышения его чувствительности и достоверности.
1.2 Обеспечение условий безопасной эксплуатации ПГ
Отечественный и международный опыт показывает, что под влиянием различных механических или физико-химических воздействий в трубках парогенераторов могут возникать различные дефекты. Эти дефекты проявляются с течением времени (в некоторых случаях даже после сравнительно малого срока службы оборудования). Поэтому всегда существовала и существует вероятность небольшой протечки теплоносителя первого контура во второй. Обычно она составляет не более 10-20 г/ч, но может достигать и гораздо большей величины. При разрыве одной из трубок протечка может составить более 30 т/ч/9,10/. 1.2.1 Общий анализ причин нарушения герметичности ПГ
Математическая модель накопления радионуклидов в воде ПГВ-440 и ПГВ-1000 (до реконструкции систем водопитания и продувки)
Проведем математический анализ процесса накопления радионуклидов в воде второго контура при наличии протечки теплоносителя первого контура в общем случае, т,е. при наличии протечек теплоносителя (различной интенсивности) в воду каждого из парогенераторов энергоблока. При использовании допущений о:- постоянстве активности радионуклидов в теплоносителе первого контура и протечки ПГ;- локализации протечки в водном объеме ПГ и полном ее перемешивании;- неизменности расхода продувочной воды;процесс накопления радионуклидов в котловой воде при равенстве технологических параметров эксплуатации каждого парогенератора (паропроизводительность, масса воды в ПГ, расход продувочной воды на очистку и др.) можно описать системой дифференциальных уравнений /54/ (см. " ОГГ їттї-г, д
Исследование решения балансного уравнения для стационарных процессов В стационарном случае для каждого из реперных радионуклидов имеем Решениями системы уравнений (2.2) являются следующие выражения для удельной активности радионуклида в котловой воде ПГ: При проектной степени очистки продувочной воды от радионуклидов на фильтрах СВО-5 (Е 10) это выражение упрощается:
Первое слагаемое в правой части уравнения (2,3) описывает вклад в удельную активность котловой воды г-го парогенератора протечки теплоносителя первого контура, второе слагаемое - протечки от всех остальных ПГ.
Критерии идентификации протечки ПГОчевидно, что если доминирующий вклад в удельную активность котловой воды обусловлен протечками в других парогенераторах, т.е. А6« Af", то определить на этомфоне собственную протечку ПГ с учетом реальной неопределенности измерения содержания радионуклидов в жидких технологических средах АЭС, равной около 30%, невозможно. Поэтому вопрос о соотношении А6 и Аь имеет принципиальное значение видентификации протечки каждого парогенератора. На практике часто приходится иметь дело с ситуацией, когда протечка теплоносителя первого контура имеется лишь в одном парогенераторе. Обозначим через А активность котловой воды парогенератора с протечкой, А - без протечки. Тогда А /А в соответствии с уравнением (2.3) можно записать в виде: Л + q
Это выражение позволяет сформулировать необходимое и достаточное условие идентификации парогенератора с протечкой:1. значение А должно превышать порог чувствительности методики определения удельной активности радионуклида в продувочной воде парогенератора с протечкой (необходимое условие);2. различие в измеренных значениях А и А должно быть статистически значимым, т.е, А /А должно быть достаточно большим (достаточное условие).При относительной неопределенности измерения удельной активности радионуклида в продувочной воде 30% второе условие можно записать в виде А /А 2, т.е.
При выполнении первого условия и нарушении второго можно лишь констатировать факт протечки теплоносителя первого контура в котловую воду одного из парогенераторов без указания его номера.Для долгоживущих радионуклидов (Х«ц) соотношение (2.4) принимает еще более простой вид:Оценка этого значения этого соотношения для I составляет А /А =11, для ПГВ-440 и А /А =7,8, для ПГВ-1000. Для других изотопов иода это соотношение еще больше. Для радионуклидов 24Na и 42К (К? »со= 0,002) А /А 10 для обоих типов реактора.
Таким образом, можно сделать вывод о том, что при наличии протечки в одном парогенераторе и удельной активности изотопов иода и 4Na в продувочной воде выше порога чувствительности методики измерения имеется принципиальная возможность идентификации негерметичного парогенератора.Решение балансного уравнения для стационарного случаяРешение системы уравнений (2.1) позволяет получить для определения протечки (G) ПГ следующее выражение:Величина Go имеет простой физический смысл. Из анализа системы уравнений (2.1) следует, что ее значение соответствует протечке при условии, что активностью воды, поступающей на вход ПГ, можно пренебречь.
Оценка доминирующего механизма вывода радионуклидовФизическим критерием принятия в качестве оценки для G величины Go являются преимущественный вывод радионуклида из котловой воды парогенератора с протечкой за счет процессов радиоактивного распада и очистки продувочной воды на фильтрах СВО-5 по сравнению с выводом радионуклида за счет механизма уноса насыщенным паром. Математически этот критерий можно записать в виде
При этом погрешность оценки протечки, связанная с неучетом факта возврата радионуклида во второй контур при конденсации пара, равна
В предположении, что доминирующим механизмом загрязнения пара является механизм капельного уноса радионуклидов получим, что указанная величина не превышает 6 % для всех типов ПГ.и К - к среднеживущим, I - к долгоживущим радионуклидам, испускающим при радиоактивном распаде у-кванты в энергетическом диапазоне от 0,3 до 3,0 МэВ (см. таблицу 2.9).
Выбор данных радионуклидов не случаен, и обусловлен, в основном, следующим:- химическая форма существования этих радионуклидов в теплоносителе первого контура и воде ПГ (анионы (13М35І) и одновалентные катионы (24Na и 42К)) подразумевает их полную растворимость в водных средах /41/;- незначительный коэффициент распределения радионуклидов между паром и водой предопределяет их пренебрежимо малый унос с паром /39,44/;- в настоящее время разработаны современные эффективные методики выполнения измерения активности этих радионуклидов в водных средах на основе селективных сорбентов /37,41,55/, что также обосновывает их использование для контроля протечек ПГ.
Для разработки корректной методики контроля протечек реконструированных ПГВ-1000 необходимо определиться с выбором точки пробоотбора исходных измеряемых данных о содержании радионуклидов в воде ПГ, а именно необходим анализ представительности информации о содержании реперных радионуклидов, как в области «солевого» отсека, так и вне его. В связи с этим, важным моментом является достижение устойчивого представительного пробоотбора, т.е. достижение такого режима пробоотбора, при котором минимизируются возмущения, вызванные различными воздействиями, возникающими при эксплуатации АЭС (переходный режим при переключении продувки, изменение расхода продувки и др.). Из анализа экспериментальных данных /57/ по исследованию представительности пробоотбора, его стабильности во времени и влияния на него переходных режимов работы, связанных с подключением периодической продувки (рисунок 2.14) следует:
Алгоритм расчета протечки реконструированных ПГВ-1000
Исходя из рассмотренных в п.2.5 допущений (см. (2.12)) случайные величины (Л" Л) И = 1.2.-..Л где /V-количество реперных радионуклидов) связаны структурным соотношением: Тогда стохастическую модель исследуемого процесса можно записать в виде: остаточный член; a2W - дисперсия U. В модели процесса протечки ПГВ-1000 (формула (3.45)) случайные величины (X, Y) для каждого і-го реперного радионуклида измеряются с независимыми случайными ошибками 8,- и gj, имеющими нормальные распределения с нулевыми средними. Таким образом, в результате измерения активности /-го нуклида в теплоносителе первого контура и продувочной воде из камеры Кь а также ряда технологических параметров парогенератора определяются значения (Xit Yt\ где Принимается, что для каждой точки (X, Y,) известны среднеквадратичные неопределенности 1%,- и Su- Так как расход продувочной воды на очистку Q/ из камеры К і определяется с неопределенностью, регрессор А" следует считать случайным. С учетом вышесказанного и формулы (3.45), среднеквадратичные неопределенности &, и 57, определяются следующими соотношениями: Такой подход совпадает с принципом наибольшего правдоподобия в случае, когда неопределенности измеряемых величин (Xf, Yi ) подчиняются нормальному закону. Это обеспечивает состоятельность и асимптотическую эффективность оценок. Каноническое уравнение МНК, в данном случае, имеет вид: соответствии с выражением: Доверительный интервал (интервальная оценка) для протечки G, в котором с (доверительной) вероятностью Р=0,95% находится истинное значение искомой величины оценивается как: где fp - квантиль распределения Стьюдента с vcff степенями свободы. При этом Применяя к рассматриваемому случаю доказательную базу IL.3J.L4 получаем для оценки v g следующее соотношение: При контроле величины G по одному реперному радионуклиду (N =1) veff 15, а соответствующий квантиль f - распределения Стьюдента при Р=0,95 можно принять равным f — 2. При контроле величины G по нескольким реперным радионуклидам (N 2) veff ЗО, а соответствующий квантиль f распределения Стьюдента при Р=0,95 составляет fp= 2,0. Таким образом для N 1 эффективное число степеней свободы v составляет не менее 15. В связи с этим коэффициент f = 2 обеспечивает уровень доверия равный Р=0,95 для всех рассматриваемых случаев. Рассмотренные в этой главе алгоритмы расчета реализованы в виде компьютерных кодов CHECK /68,69 / и CHECKMOD /35,36,70/. Технологический регламент безопасной эксплуатации /2-4/ запрещает эксплуатацию ПГ при превышении допустимого и тем более - предельного значения удельной активности 1 в продувочной воде ПГ. Однако, в связи с тем, что значение активности радионуклидов в продувочной воде пропорционально расходу продувочной воды на очистку имеется неопределенность в осуществлении корректного контроля протечки Очевидно, что для снятия этой неопределенности необходимо привязать эксплуатационные нормы к определенному, например, проектному значению расхода ПГ на очистку. При таком подходе так же полностью решается проблема субъективного характера, связанная с недопущением несанкционированного манипулирования расходом продувочной воды для снижения ее радиоактивности при протечках ПГ. Таким образом, для снятия этой неопределенности необходимо осуществить привязку эксплуатационных норм /2,3/, в части значения удельной активности 131І в продувочной воде, к проектным значениям технологических параметров ПГ, а именно - к проектному значению расхода продувочной воды. Поэтому для оценки значения приведенной удельной активности 1311 (А ) в продувочной воде ПГ необходимо использовать следующие соотношения: ш &4С - относительная неопределенность измерения удельной активности І в продувочной воде из "солевого" отсека ПГ (СтО); Qc - расход продувочной воды из "солевого" отсека, т/ч; SQ. - относительная неопределенность измерения расхода продувочной воды из "солевого" отсека (СтО); Доверительный интервал (интервальная оценка) для величины А, в котором с (доверительной) вероятностью Р находится истинное значение искомой величины оценивается как: где ( , - квантиль распределения Стьюдента с veS степенями свободы. При допущениях, принятых в п.3.1.1.4 эффективное число степеней свободы составит v „ 2v , где v - число степеней свободы при измерении величин Аг, q и Аси Qc, соответственно. Оценку значений veJ1 проводили, по аналогии с п.3.1.1.4, для условий выполнения требований /29/, с анализом возможной надежности исходных данных. Полученые результаты позволяют утверждать, что значения v в этом случае больше 5 (v 5), что позволяет утверждать, что эффективное число степеней свободы vt# составляет не менее 10. В связи с этим коэффициент tP = 2 обеспечивает для этого случая уровень доверия равный Р=0,95 /29/. Рассмотренный метод расчета значения приведенной удельной активности І в продувочной воде используется в /33,34/ и положен в основу /4/. 3.4.1 Проведен регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов ПГВ-440 и ПГВ-1000 (до реконструкции) для двух «конкурирующих» моделей, а именно: модели - Mj, не требующей информацию о расходе продувочной воды (параметре q) и модели - М2, в которой используется информация о параметре q. 3.4.2 Проведен регрессионный анализ процесса протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов ПГВ-1000 с реконструированными системами водопитания и продувки. 3.4.2 Разработаны алгоритмы (численные методы) расчета среднего значения, суммарного квадратичного отклонения (СтО) и доверительного интервала (Р=0,95) для протечки: Парогенераторов ПГ-440: - при наличии априорной информации о расходе продувочной воды q, для двух случаев(8q«0и Sq O); - в отсутствии достоверной информации о расходе продувочной воды q. В этом случае дан алгоритм получения точечной оценки и построения доверительного интервала для расхода продувочной воды. Реконструированных парогенераторов ПГ-1000: - при известном значении расхода продувочной воды с учетом погрешности его измерения. 3.4.4 Приведены формулы для точечной и интервальной оценки приведенной удельной активности 131І в продувочной воде ПГВ-440 и ПГВ-1000. Рассмотренные в п.3.1-3.2 алгоритмы расчета протечек ПГВ-440 и реконструированных ПГВ-1000 реализованы в виде компьютерного кода "CHECKMOD" v.3.0.440 /36/ и V.3.0.1000R/35/, соответственно.
Область применения программного средства (ПС) "CHECKMOD"- АЭС с реакторами типа ВВЭР при стационарной работе энергоблока. ПС предназначено для расчета: - протечки теплоносителя первого контура через трубчатку или коллекторы в воду ПГ; - приведенной удельной активности 13,І в продувочной воде ПГ. При этом ПС "CHECKMOD" позволяет наряду с расчетом протечки ПГ и приведенной активности !311 производить оценку их доверительных интервалов, что необходимо для принятия обоснованного решения по определению соответствия ПГ нормативным требованиям (см. п.5.1). Особенностью ПС "CHECKMOD" v.3.0.440 является возможность достоверного расчета протечки ПГВ-440 как при наличии информации о значении расхода продувочной воды, так и при ее отсутствии. При написании компьютерных кодов "CHECKMOD" использовались языки программирования: Microsoft Basic Professional Development System 7.1, Quick Basic 4.5 и Microsoft Visual Studio 6.0 Professional Edition. Минимально-необходимые требования к электронно-вычислительной аппаратуре: ПЭВМ типа IBM PC ХТ/АТ-286,386 и выше; жесткий диск ПЭВМ объемом от 10 Мб; принтер: любой руссифицируемый принтер, работающий в среде MS-DOS и поддерживающий стандарт IEE-1284, Для работы ПС необходима операционная система MS-DOS, версия 3.3 и выше, PC-DOS. Гарантируется работа ПС в среде MS Windows95/98/Me. Продолжительность расчета протечки ПГ, без учета времени затраченного на ввод данных с клавиатуры (чисгое время расчета), составляет 1-2 сек для ПЭВМ типа PC XT/AT 286, 386,486 и доли секунды для более быстродействующих компьютеров. Длительность промежутка времени необходимого для ввода информации в ПЭВМ (ввод информационных данных, выбор радионуклидов, ввод экспериментальной
Проведение аналитических тестов ПС CHECKMOD
В основу тестов по проверке правильности функционирования ПС "CHECKMOD" v.3.0.440 положены реальные экспериментальные данные ПГВ-440 (см. рисунок 4,2), которые использовались при ее верификации (см. п.4.5). Эти тестовые примеры могут быть использованы в дальнейшем для проверки работоспособности ПС (например, при проверке работы ПС после сбоев операционной системы или HDD, действий компьютерных вирусов, а так же в случае подозрений на несанкционированное изменение программного кода и т.п.). Для проверки правильности функционирования ПС "CHECKMOD" v.3.0.440, а именно вычислительного кода программного модуля "СНЕСК440" использовались аналитические тесты, основанные на сравнении результатов расчета протечки ПГВ-440 и приведенной активности I в продувочной воде ПГ по программе CHECKMOD, с результатами "ручного" расчета по алгоритму, изложенному в п.3.1 и 3.3.
В Тесте №1 проводился расчет протечки ПГВ-440:- по программе "СНЕСК440", при различных значениях расхода продувочной воды и ее неопределенности измерения, с использованием исходных данных рисунка 4.5.- по алгоритму п.3.1.1 с применением настольного калькулятора "Электроника МК-71" и использованием тех же исходных данных. При проведении "ручного" расчета была использована двухшаговая итерационная процедура,Результаты тестирования представлены в таблице 4.2. и рис.4.5.Анализ результатов Теста№1
Как нетрудно заметить, оценки протечек ПГ полученные независимыми методами расчета очень близки (отличия менее 0,7 %), что говорит об отсутствии в программном коде ошибок. Небольшие различия в оценках объясняются погрешностями округления калькулятора и тем, что при проведении "ручного" расчета была использована двухшаговая итерационная процедура. В Тесте №2 проводилось сравнение оценок протечек ПГ выполненных по двум моделям (Mi и Мг) в соответствии со следующим алгоритмом:1. По модели-Mi (расчет протечки при неизвестном значении q) оценивается не только протечка G ПГВ-440, но и определяется значение параметра q.2. По модели-Мг (расчет протечки при известном значении ф проводится расчет протечки ПГ. При этом, в качестве значения расхода на продувку используется найденное по модели М] оценка этой величины.
Тогда, при правильности функционирования программного кода, оценки протечек ПГ (средние значения), выполненные по моделям Mi и Мг должны быть близки. Для Теста №2 использовалась следующая информация: исходные экспериментальные данные (рисунок 4.2); - проектная технологическая информация ПГ. Результаты расчетов приведены в таблице 4.3 и рисунке 4.2 и 4.5.Анализ результатов Теста№2
Как нетрудно заметить, оценки протечек, полученные по разным моделям расчета, очень близки (отличия менее 0,7 %), что свидетельствует об отсутствии в программном коде ошибок вычисления. Для проверки правильности функционирования вычислительного кода программного модуля "СНЕСК440" при расчете приведенной активности А радионуклида ШІ в продувочной воде ПГВ-440 использовался Тест №3.
В Тесте №3 проводился расчет приведенной активности радионуклида ш1:- по программе "СНЕСК440", при различных значениях расхода продувочной воды и ее неопределенности измерения, с использованием исходных данных приведенных на рисунке 4.5.- по алгоритму п.3.3 с применением настольного калькулятора "Электроника МК-71" и использованием тех же исходных данных.
Результаты тестирования представлены в таблице 4.4 и рисунке 4.5.Анализ результатов Теста№3Как нетрудно заметить оценки приведенной активности А радионуклида І в продувочной воде ПГВ-440 полученные независимыми методами расчета совпадают, что говорит об отсутствии в программном коде ошибок.
Для проверки правильности функционирования ПС CHECKMOD v.3,0.1000R, а именно вычислительного кода программного модуля "CHECK1KR" использовались аналитические тесты, основанные на сравнении результатов расчета протечки ПГВ-1000 и приведенной активности 13,1 в продувочной воде ПГ по программе CHECKMOD, с результатами "ручного" расчета по алгоритмам, изложенным в п.3.2 и п.3.3.В Тесте №4 проводился расчет протечки ПГВ-1000:- по программе "CHECK 1KR", при различных значениях расхода продувочной воды и ее неопределенности (шесть реперных радионуклидов в выборке), с использованием исходных данных приведенных на рисунке 4.6.- по алгоритму п.3.2 с использованием настольного калькулятора "Электроника МК-71" и тех же исходных данных. При этом в "ручном" расчете использована двухшаговая итерационная процедура.
Результаты тестирования представлены в таблице 4,5 и рисунке 4.6. В Тесте №5 проводился расчет приведенной активности радионуклида ІЗІІ в продувочной воде из "солевого" отсека ПГВ-1000:- по программе "CHECK1KR", при различных значениях расхода продувочной воды и ее неопределенности, с использованием исходных данных рисунка 4.6.- Расчет приведенной активности радионуклида ,3,1 по алгоритму п.3.3 с применением настольного калькулятора "Электроника МК-71" и использовании тех же исходных данных.
Результаты тестирования представлены в таблице 4.6. и рисунке 4.6.Как нетрудно заметить оценки протечек ПГ полученные независимыми методами расчета очень близки (см. таблицу 4.5), что говорит об отсутствии в программном алгоритме ошибок вычисления. Небольшие различия в оценках объясняются погрешностями округления калькулятора и тем, что при проведении "ручного" расчета (Тест №4) была использована двухшаговая итерационная процедура.Оценки приведенной активности А радионуклида ШІ в продувочной воде из "солевого" отсека ПГВ-1000 полученные независимыми методами расчета (см. таблицу 4.6) очень близки, что говорит об отсутствии в программном алгоритме ошибок вычисления.
Требования к организации представительного контроля протечек ПГ
Для уменьшения систематической погрешности измерений, контроль протечки ПГ рекомендуется производить при поддержании технико-эксплутационных параметров работы ПГ близкими к проектным значениям.
Исходя из практики использования метода РК протечки на АЭС и реальных возможностей персонала, можно рекомендовать производить отбор проб теплоносителя первого контура при стационарной работе энергоблока из штатной линии пробоотбора, синхронно (в пределах не более 30 мин) с пробоотбором продувочной воды ПГ.
Для корректного применения методик п.З при расчете протечек ПГ отбор проб воды ПГ должен производиться для: ПГВ-440 из штатной линии продувки ПГ в установившемся режиме (спустя не менее 6 ч после отключения периодической продувки). Причем, повторный контроль ПГ в случае превышения эксплуатационных пределов и/или пределов безопасной эксплуатации (см. п.5.1) необходимо проводить при значении расхода продувки данного ПГ не менее 2,3 т/ч, при этом неопределенность его измерения должна составлять не более 10% (СтО). ПГВ-1000 из линии продувки «солевого» отсека в установившемся режиме (спустя не менее 2 ч после отключения периодической продувки). При отборе проб воды ПГ расход продувочной воды из «солевого» отсека должен быть не менее 7,5 т/ч, при этом расход продувочной воды из объединенной линии продувки (штуцеры Ду80 днища ПГ и Ду20 «карманы» коллекторов) не должен превышать 2 т/ч. Повторный контроль ПГ в случае превышения эксплуатационных пределов и/или пределов безопасной эксплуатации необходимо проводить при значении расхода продувки «солевого» отсека не менее 15 т/ч, при этом неопределенность его измерения должна составлять не более 10% (СтО).
Исходя из замечаний и рекомендаций п.3.1, 3.2 и п.4.3.5 на использование реперных радионуклидов накладываются следующие ограничения:- При проведении штатного контроля ПГ рекомендуется использовать те реперные радионуклиды, неопределенность измерения удельной активности которых не превышает 15%(СтО).- В случае проведения повторного контроля ПГ в нештатных ситуациях (при превышении эксплуатационных пределов и/или пределов безопасной эксплуатации) следует использовать максимально возможное число реперных радионуклидов, измеренных с неопределенностью не более 7% (СтО).- В случае контроля протечки ПГВ-1000 при расходе продувочной воды из «солевого» отсека менее 15 т/ч из экспериментальной выборки следует исключить реперныйрадионуклид I.
В связи с тем, что значение удельной активности радионуклидов в продувочной воде ПГ зависит не только от значения удельной активности этих радионуклидов в теплоносителе первого контура и протечки ПГ, но и значения расхода продувочной воды (см. п.2), то для корректного определения соответствия ПГ нормативным требованиям (см. п.5.1.2) необходима привязка значения активности данного радионуклида к определенным начальным условиям, например, к проектному значению расхода продувочной воды. Этим исключается действие при контроле ПГ одного из субъективных факторов, связанного с возможностью влияния на содержание радионуклидов иода в продувочной воде ПГ, путем манипулирования расходом продувочной воды.
Таким образом, в случае, если значение расхода продувочной воды на очистку отдельного ПГ отличается от проектного, то значение приведенной активности радионуклидаI для данного ПГ, определяемое по методике п.3,3, не должно превышать допустимыхпредельных значений для I в продувочной воде ПГ (см. п.5.1). Необходимо отметить, что из-за относительно большого периода полураспада I, контроль его удельной активности в продувочной воде ПГ рекомендуется производить через больший промежуток времени, после смены режима продувки, чем это требовалось в п.5.2.3. Оптимальным, с точки зрения чувствительности и оперативности, является пробоотбор перед началом действия периодической продувки данного ПГ (см.п.2.6).
Как известно ширина доверительных интервалов зависит как от реальной неопределенности измерений (см. п.4.3), так и от используемой модели расчета. Поэтому при ужесточении (увеличении периодичности) контроля ПГ рекомендуется применять наиболее оптимальную, с точки зрения данной ситуации, МВИ и модель расчета протечки данного ПГ. Необходимо отметить, что при увеличении периодичности контроля появляется возможность более детального изучения состояния данного ПГ, т.е. динамики развития протечки. Кроме того, увеличение периодичности контроля позволяет получить статистически значимую информацию о данном ПГ, т.е. осуществить более представительный контроль данного ПГ (чем больше объем экспериментальной выборки, тем меньше неопределенность расчета точечной оценки, т.е. уже доверительный интервал). Поэтому для повышения достоверности расчета протечек ПГ (сужения доверительного интервала) допускается объединение нескольких последовательных экспериментальных выборок, полученных в результате периодического однократного контроля ПГ при постоянстве эксплуатационно-технологических параметров и режима продувки. Более того, при наличии нескольких результатов расчета протечки ПГ выполненных на основе разных последовательных экспериментальных выборок, полученных в результате однократного контроля ПГ при различных эксплуатационно-технологических режимах работы ПГ, допустима следующая оценка максимального значения протечки ПГ:где G - оценка среднего значения протечки ПГ по і -ой экспериментальной выборке; Gmax, оценка максимального значения (максимальной границы) доверительного интервала протечки ПГ при использовании i-ой экспериментальной выборки; п - количество выборок.
В случае невозможности представительного определения удельной активности реперных радионуклидов иода в продувочной воде ПГ (например, при эксплуатации A3 реактора, имеющей твелы с незначительными дефектами оболочек или работе реактора на пониженной мощности) при оценке величины протечки допустим контроль по реперним радионуклидам 24Na или 42К, с использованием рекомендаций п.5.2.5 и п.4.3.5.
