Открытое акционерное общество
«Российский государственный концерн по производству
электрической и тепловой энергии на атомных станциях»
( Росэнергоатом»)
| УТВЕРЖДАЮ |
Первый заместитель директора по производству и эксплуатации АЭС | |
_________________ | |
«____» ___________2011 | |
Руководящий документ
эксплуатирующей организации РД ЭО 1.1.2.09.
НОМЕНКЛАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ
АЭС С РЕАКТОРАМИ РБМК-1000
Предисловие
1 РАЗРАБОТАН научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций» с привлечением специалистов Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС, Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. » и НИЦ «Курчатовский институт» по инициативе Департамента по эксплуатации АЭС с канальными и быстрыми реакторами Росэнергоатом».
2 ВНЕСЕН Департаментом по эксплуатации АЭС с канальными и быстрыми реакторами Росэнергоатом».
3 ПРИНЯТ И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ приказом Росэнергоатом» от _________ № ________
4 ВЗАМЕН РД ЭО 0
Содержание
1 | Область применения ……………………………………...……..…….. | 1 |
2 | Нормативные документы …………………………....…………...…… | 2 |
3 | Список использованных сокращений ……………………….……..… | 3 |
4 | Общие положения……………………………………………….…...… | 4 |
5 | Объем эксплуатационных НФР...........................................................… | 8 |
6 | Методическое обеспечение эксплуатационных НФР ............…....….. | 12 |
7 | Порядок проведения эксплуатационных НФР и согласования их результатов..……………………………………………………............ | 15 |
8 | Порядок внедрения и эксплуатации на АЭС программных средств, предназначенных для проведения эксплуатационных НФР ……...… | 16 |
9 | Научно-техническая поддержка и авторское сопровождение эксплуатационных НФР …………………………………………...….. | 17 |
10 | Техническое оснащение эксплуатационных НФР | 19 |
11 | Требования к системам архивации данных о состоянии РУ и результатов НФР........................................................................................ | 20 |
___________Руководящий документ эксплуатирующей организации_________
НОМЕНКЛАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ АЭС С РЕАКТОРАМИ РБМК-1000
—————————————————————————————————
Дата введения -
1 Область применения
1.1 Настоящий руководящий документ устанавливает требования по:
- объему и порядку проведения эксплуатационных нейтронно-физических расчетов, необходимых для ведения технологического процесса и обеспечения требуемого качества и безопасности эксплуатации реакторной установки с РБМК‑1000 в соответствии с требованиями Технологического регламента по эксплуатации и других нормативных документов, приведенных в разделе 2;
- объему и порядку проведения нейтронно-физических расчетов по контролю значений нейтронно-физических характеристик паспорта реакторной установки и параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности, реакторов РБМК-1000;
- порядку согласования результатов эксплуатационных нейтронно‑физических расчетов;
- порядку внедрения программных средств для проведения эксплуатационных нейтронно-физических расчетов на АЭС с реакторами РБМК-1000;
- порядку организации научно-технической поддержки и авторского сопровождения эксплуатационных нейтронно-физических расчетов;
- порядку хранения и архивации исходных данных о состоянии реакторной установки, результатов расчетов технологических параметров и нейтронно-физических характеристик.
1.2 Настоящий руководящий документ предназначен для применения на Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС, а также в организациях, осуществляющих научно-техническую поддержку эксплуатации и авторское сопровождение программных средств, предназначенных для проведения эксплуатационных нейтронно-физических расчетов на АЭС с реакторами РБМК‑1000.
2 Нормативные документы
В настоящем руководящем документе использованы ссылки на следующие нормативные документы:
РД ЭО 1.1.2.09. Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000
РД ЭО 0448-03 Положение об аттестации персонала АЭС с реакторами РБМК-1000, выполняющего эксплуатационные нейтронно-физические расчеты
РД ЭО 1.1.2.10. Типовая методика планирование перегрузок на АЭС с реакторами РБМК-1000
РД ЭО 1.1.2.08. Типовая процедура вывода реактора РБМК-1000 в критическое состояние
РД ЭО Положение о порядке ввода в действие, использования и модернизации программных средств, предназначенных для проведения нейтронно-физических расчетов по обеспечению эксплуатации на АЭС с реакторами РБМК-1000
РД ЭО 0135-02 Положение о системе подготовки и передаче данных о состоянии РУ РБМК-1000
РД Положение о паспорте реакторной установки блока атомной станции
РД Инструкция об организации проведения экспертизы программных средств, применяемых при обосновании и(или) обеспечении безопасности объектов использования атомной энергии
3 Сокращения
В настоящем руководящем документе применены следующие сокращения:
АЗ – аварийная защита
АР – автоматический регулятор
АЭС – атомная электрическая станция
БЩУ-О – блочный щит управления оперативный
ВРД – внутриреакторный датчик
ДП – дополнительный поглотитель
ИИС – информационно-измерительная система
ИМ – исполнительный механизм
КМПЦ – контур многократной принудительной циркуляции
КОСУЗ – контур охлаждения СУЗ
КПР – капитальный плановый ремонт;
КРО – кластерный регулирующий орган
КСКУЗ – комплексная система контроля, управления и защиты
ЛСВУ – локальная сеть верхнего уровня
МКУ – минимально–контролируемый уровень мощности
МФУ – минимальный физический уровень мощности
НД – нормативные документы
НИЦ КИ – Научно-исследовательский центр «Курчатовский институт»
НФР – нейтронно-физические расчеты
НФХ – нейтронно-физические характеристики
ОЯБиН – отдел ядерной безопасности и надежности
ППР – планово-предупредительный ремонт
РД – руководящий документ
РУ – реакторная установка
СКП-К – система контроля подкритичности
СУЗ – система управления и защиты
СЦК – система централизованного контроля
ТК – технологический канал
ТОБ – техническое обоснование безопасности
УОБ – углубленная оценка безопасности
ФЭП – фонд эксплуатационных программ
ЭО – эксплуатирующая организация
4 Общие положения
4.1 Настоящее РД регламентирует:
- проведение НФР для обеспечения эксплуатации на АЭС с реакторами РБМК-1000;
- проведение НФР для обеспечения эксплуатации в организациях, осуществляющих научно-техническую поддержку эксплуатации АЭС с реакторами РБМК-1000;
- организацию научно-технической поддержки и авторского сопровождения эксплуатационных НФР на АЭС с реакторами РБМК-1000.
4.2 Систематическое проведение эксплуатационных НФР на АЭС является неотъемлемой частью технологического процесса эксплуатации реакторов РБМК-1000.
Настоящим РД и предусмотренными им методиками определяется необходимый минимум эксплуатационных НФР, предназначенных для обеспечения безопасной эксплуатации реакторов РБМК-1000.
4.3 Качество эксплуатационных НФР влияет на состояние ядерной безопасности и надежность работы реакторов.
Качество нейтронно-физических расчетов обеспечивается за счет:
- методического обеспечения эксплуатационных НФР;
- использования верифицированных и аттестованных расчетных кодов;
- подготовки исходных данных о состоянии РУ с использованием верифицированных процедур и каналов связи;
- научно-технической поддержки эксплуатационных НФР;
- авторского сопровождения программных средств и их константного обеспечения;
- поддержания квалификации и аттестации персонала, выполняющего НФР на АЭС;
- контроля и согласования результатов эксплуатационных НФР;
- организационных мер на АЭС и в организациях, осуществляющих научно-техническую поддержку эксплуатации АЭС с реакторами РБМК-1000;
- технического обеспечения эксплуатационных НФР;
- упорядочения процедуры внедрения программных средств на АЭС в соответствии с РД ЭО 0612, депонирования расчетных кодов в ФЭП НФР РБМК, их систематического тестирования и экспертизы.
4.4 Эксплуатационные НФР проводятся в оперативном и неоперативном режимах и обеспечивают:
- эксплуатацию реактора в соответствии с требованиями Технологического регламента по эксплуатации;
- оперативный расчет технологических параметров РУ, поддержку функционирования и диагностику данных системы контроля (ИИС «Скала-микро», СЦК СКАЛА и ЛСВУ системы СКАЛА) РУ с РБМК-1000;
- расчетный контроль НФХ паспорта РУ и параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности;
- контроль параметров ядерной безопасности остановленного реактора в период КПР и ППР;
- формирование загрузки активной зоны и планирование перегрузок ядерного топлива;
- расчет порядка извлечения стержней СУЗ при выводе реактора в критическое состояние;
- внедрение новых элементов конструкции активной зоны (стержней СУЗ, ДП) и новых типов топлива;
- обработку результатов измерений НФХ;
- дополнительный контроль и диагностику состояния элементов конструкции активной зоны (ВРД, обрывы лент сервоприводов ИМ СУЗ, заполнение гильз КРО и т. п.).
4.5 Оперативные НФР в составе системы контроля энергоблоков и в составе систем информационной поддержки операторов БЩУ-О (ИИС «Скала-микро», ЛСВУ системы СКАЛА и др.) проводятся оперативным персоналом АЭС по эксплуатационным инструкциям с использованием программ, верифицированных и аттестованных по установленным процедурам и прошедших приемочные испытания при внедрении систем или их модернизации.
4.6 Оперативные НФР в составе систем диагностики и систем информационной поддержки, не предназначенных для персонала БЩУ-О, проводятся персоналом цехов и служб АЭС с использованием верифицированных программ, разработанных на основе аттестованных расчетных кодов.
4.7 Неоперативные НФР в объеме, предусмотренном настоящим РД, проводятся с использованием верифицированных программ, разработанных на основе аттестованных расчетных кодов. Неоперативные НФР на АЭС проводятся персоналом ОЯБиН, имеющим соответствующую квалификацию и прошедшим подготовку в соответствии с требованиями РД ЭО-0448.
4.8 Эксплуатационные НФР могут проводиться организациями, осуществляющими научно-техническую поддержку эксплуатации АЭС, при условии наличия у них соответствующей лицензии Ростехнадзора.
4.9 Порядок проведения эксплуатационных НФР на АЭС определяется «Регламентом эксплуатационных нейтронно-физических расчетов».
4.10 Методическое и программное обеспечение эксплуатационных НФР реализуется на основе:
- методик и процедур, согласованных в установленном порядке и утвержденных ЭО;
- расчетных кодов и библиотек нейтронно-физических констант, прошедших верификацию и аттестацию в соответствии с РД-03-33, и принятых для проведения данного вида расчетов на основе рекомендаций ЭО.
4.11 Под научно-технической поддержкой эксплуатационных НФР на АЭС понимается комплекс мероприятий научного и технического характера, направленных на разработку и внедрение в эксплуатацию методик, инструкций, процедур, программного и константного обеспечения, их своевременную актуализацию и совершенствование, а также контроль их качества и правильности использования.
4.12 Под авторским сопровождением понимаются мероприятия по периодическому тестированию работоспособности программных средств и их константного обеспечения разработчиками, устранению недостатков, выявленных в процессе эксплуатации, а также модернизации программных средств и их константного обеспечения.
4.13 Техническое оснащение проведения эксплуатационных НФР на АЭС осуществляется АЭС в соответствии с требованиями настоящего документа и требованиями соответствующих методик и расчетных процедур.
4.14 Корректировка настоящего РД и предусмотренного им методического обеспечения осуществляется по рекомендациям «Совета по ядерной безопасности АЭС с реакторами РБМК Росэнергоатом», АЭС, , НИЦ КИ и на основании решения ЭО.
5 Объем эксплуатационных НФР
5.1 Эксплуатационные НФР на АЭС
5.1.1 В соответствии с Технологическим регламентом по эксплуатации, требованиями РД ЭО 1.1.2.09.0137 и НД, приведенными в разделе 2, определен следующий перечень основных технологических режимов эксплуатации реакторов РБМК-1000, для которых требуется проведение НФР на АЭС:
- вывод реактора в критическое состояние, на МКУ и подъем мощности от МКУ до 700 МВт(т);
- работа реактора на мощности;
- работа реактора в штатных переходных режимах;
- проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе.
5.1.2 Вывод реактора в критическое состояние, на МКУ и подъем мощности от МКУ до 700 МВт(т)
5.1.2.1 НФР для вывода реактора в критическое состояние после вынужденного или планового останова реактора, при физическом пуске или проведении измерений нейтронно-физических характеристик (в том числе с обезвоженным КОСУЗ или КМПЦ) обеспечивают:
- оценку подкритичности реактора в состоянии с максимальным значением Кэф и в состоянии, в котором осуществляется вывод реактора в критическое состояние;
- оценку эффективности аварийной защиты;
- оценку эффектов обезвоживания КОСУЗ и КМПЦ;
- оценку правильности формирования загрузки активной зоны;
- оценку величины оперативного запаса реактивности на номинальном (разрешенном) уровне мощности (для вывода реактора на энергетический уровень мощности);
- подготовку и проверку последовательности извлечения стержней СУЗ при выводе реактора в критическое состояние с учетом ограничений по неравномерности энергораспределения;
- оценку эффективности извлекаемых стержней СУЗ;
- оценку достижения критического состояния реактора при извлечении стержней СУЗ;
- расчет зон профилирования расходов теплоносителя через ТК (для вывода реактора на энергетический уровень мощности).
5.1.2.2 НФР для вывода реактора в критическое состояния с сокращенным временем нахождения в подкритическом состоянии (менее 48 часов) дополнительно обеспечивают подготовку порядка извлечения стержней СУЗ с учетом нестационарного отравления реактора и времени нахождения реактора в подкритическом состоянии.
5.1.2.3 Нейтронно-физические расчеты при выводе реактора в критическое состояние и подъеме мощности до 700 МВт(т) выполняются ОЯБиН АЭС или в рамках системы информационной поддержки операторов БЩУ-О и направлены на обеспечение восстановления и мониторинга распределения энерговыделения по показаниям датчиков СКП-К (до ввода в работу комплекса "ПРИЗМА-М"), а также подготовку рекомендаций по выравниванию распределения энерговыделения при переводе реактора на АР.
5.1.3 Работа реактора на мощности
НФР при работе реактора на мощности обеспечивают:
- оперативный расчет технологических параметров РУ по комплексу программ «ПРИЗМА-М» («ПРИЗМА»);
- расчетный контроль НФХ паспорта РУ и параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности;
- планирование перегрузок ТК и оценку правильности формирования загрузки активной зоны;
- контроль линейных тепловых нагрузок на твэл по нейтронно-физическим кодам;
- диагностику данных системы контроля реактора на основе сравнения значений технологических параметров и распределения энерговыделения, рассчитанных в системе контроля и по алгоритмическим аналогам программных средств системы контроля;
- подготовку, диагностику и ввод опорного нейтронно-физического расчета в систему контроля;
- обработку результатов сканирования при градуировке ВРД и подготовку значений градуировочных коэффициентов ВРД.
5.1.4 Работа реактора в штатных переходных режимах
Нейтронно-физические расчеты при работе реактора в штатных переходных режимах обеспечивают:
- расчет времени прохождения «йодной» ямы при остановке реактора;
- оценку изменения величины оперативного запаса реактивности при снижении или подъеме мощности.
5.1.5 Проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе
НФР при проведении ядерно-опасных работ на остановленном реакторе обеспечивают:
- оценку выполнения требований НД по подкритичности остановленного реактора для проведении ядерно-опасных работ;
- оценку эффектов обезвоживания КОСУЗ и КМПЦ, а также эффективности АЗ;
- планирование и контроль перегрузок ТК на остановленном реакторе при проведении ППР или КПР;
- оценку правильности формирования загрузки активной зоны, сформированной после завершения работ на остановленном реакторе.
5.2 Эксплуатационные НФР в организациях научно-технической поддержки
5.2.1 В рамках научно-технической поддержки и авторского сопровождения эксплуатации, по поручениям или на основе договоров с ЭО или АЭС организации, осуществляющие научно-техническую поддержку, могут выполнять неоперативные эксплуатационные НФР по следующим основным направлениям:
- расчеты НФХ паспорта РУ и параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности;
- контроль качества формирования загрузок активных зон;
- расчетный контроль и согласование перегрузок ТК в период ППР и КПР, включая замену партий стержней СУЗ;
- расчет, проверку и согласование порядка извлечения стержней СУЗ при выводе реакторов в критическое состояние;
- обработку результатов измерений НФХ;
- расчет перегрузок при работе реактора на мощности и на остановленном реакторе;
- НФР для обеспечения внедрения новых элементов конструкции активных зон.
5.2.2 Внедрение новых элементов конструкции активных зон (стержней СУЗ, ДП и т. п.) и новых типов топлива для каждого энергоблока сопровождается соответствующим обоснованием безопасности, оформленным в виде дополнения к ТОБ РУ или УОБ. Расчеты для обоснования безопасности выполняются с использованием аттестованных расчетных кодов.
Обоснование безопасности должно содержать расчетные оценки изменения НФХ паспорта и технологических параметров РУ на этапах внедрения новых элементов конструкции активных зон и новых типов топлива.
5.2.3 При внедрении новых элементов конструкции активных зон или типов топлива должны быть выполнены работы по соответствующей модернизации программных средств и константного обеспечения, используемых на АЭС для эксплуатационных НФР.
6 Методическое обеспечение эксплуатационных НФР
6.1 Методическое обеспечение эксплуатационных НФР реализуется на основе утвержденных методик, процедур и положений (далее методик).
6.2 Методическим документом, определяющим основные требования к методам, математическим моделям и программным средствам расчетного контроля НФХ, а так же требования по периодичности и объему контроля НФХ, является РД ЭО 1.1.2.09.0137 «Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000».
6.3 Предусмотренные настоящим РД методики эксплуатационных НФР разрабатываются в соответствии с требованиями РД ЭО 1.1.2.09.0137 с учетом перечня технологических режимов эксплуатации РУ, для которых требуется проведение эксплуатационных НФР.
6.4 Методики должны содержать:
- назначение и описание технологических процессов, для которых они используются;
- конкретный порядок использования результатов эксплуатационных НФР в этих процессах;
- порядок подготовки исходных данных для проведения НФР;
- требования к расчетной модели и описание алгоритмов, используемых при проведении расчета;
- порядок проведения расчета;
- критерии правильности выполнения расчета;
- порядок оформления результатов расчета;
- перечень программных средств, пригодных для проведения расчетов по методике.
6.5 Методики, предусмотренные настоящим РД, разрабатываются ЭО, , НИЦ КИ, АЭС с привлечением заинтересованных организаций, согласовываются , , НИЦ КИ и утверждаются ЭО.
6.6 При внедрении на АЭС методик и программных средств, предназначенных для проведения расчетов по методикам, должны быть разработаны инструкции по проведению НФР, оформленные в виде расчетных процедур.
6.7 Перечень основных методик и технологических процессов, расчетная поддержка которых обеспечивается этими методиками, приведен в таблице 1.
Таблица 1 - Перечень основных методик НФР и технологических режимов эксплуатации РУ
Название методики | Технологический режим эксплуатации РУ |
1 Алгоритмы и методика расчета технологических параметров РУ (алгоритмы программ ПРИЗМА-М и ПРИЗМА) | Работа реактора на мощности. |
2 Положение о порядке контроля НФХ паспорта РУ и параметров, характеризующих состояние ядерной безопасности * | 1) Работа реактора на мощности; 2) Вывод реактора в критическое состояние и на МКУ; 3) Проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе. |
3 Положение о системе подготовки и передачи данных о состоянии РУ РБМК-1000 | Работа реактора на мощности. |
4 Методика подготовки и ввода опорного НФР (Авто-НФР) и диагностики данных системы контроля * | Работа реактора на мощности. |
5 Методика планирования перегрузок топлива и контроля качества формирования загрузки активной зоны реакторов РБМК-1000 | 1) Работа реактора на мощности; 2) Проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе; 3) Вывод реактора в критическое состояние и на МКУ. |
6 Типовая процедура вывода реактора РБМК-1000 в критическое состояние | Вывод реактора в критическое состояние и на МКУ. |
7 Методика расчета градуировочных коэффициентов ВРД-Р и ВРД-В РБМК-1000 | Работа реактора на мощности. |
8 Методика расчетов НФХ в переходных режимах и порядка извлечения стержней СУЗ для вывода реактора в критическое состояние после кратковременного остановки * | 1) Обеспечение работы реактора в штатных переходных режимах; 2) Вывод реактора в критическое состояние и на МКУ. |
9 Методика расчетного профилирования, диагностики и контроля расхода теплоносителя РБМК-1000 | 1) Вывод реактора в критическое состояние и на МКУ. 2) Работа реактора на мощности. |
10 Методика расчета коэффициентов коррекции ВРД и ШДК | Работа реактора на мощности. |
11 Методика определения мощности реактора методом теплового баланса | Работа реактора на мощности. |
12 Методика подготовки рекомендаций по выравниванию энергораспределения при подъеме мощности реактора * | Подъем мощности от МКУ до 700 МВт(т) |
13 Методика диагностики состояния элементов конструкции и загрузки активных зон * | Работа реактора на мощности. |
14 Методика расстановки датчиков СКП-К * | Проведение ядерно-опасных работ на остановленном реакторе. |
15 Порядок архивирования и сопровождения эксплуатации архивов технологических параметров и НФХ РБМК-1000 * | Все технологические режимы эксплуатации. |
* Методика находится в стадии разработки или модернизации и будет введена в действие после утверждения ЭО |
7 Порядок проведения эксплуатационных НФР и согласования их результатов
7.1 Порядок проведения эксплуатационных НФР на АЭС определяется нормативным документом станционного уровня «Регламент эксплуатационных нейтронно-физических расчетов» (далее регламент НФР).
7.2 Регламент НФР подлежит пересмотру при изменении условий эксплуатации РУ, модернизации системы контроля, а также систематическому пересмотру с частотой не реже 1 раза в 3 года.
7.3 Регламент НФР на основании рекомендаций и требований настоящего РД и методик раздела 6 определяет:
- перечень расчетных методик, программных средств и соответствующих инструкций по проведению эксплуатационных расчетов, используемых на АЭС;
- процедуры подготовки исходных данных о состоянии РУ для эксплуатационных расчетов по данным системы контроля;
- периодичность проведения эксплуатационных расчетов, предусмотренных настоящим РД;
- порядок оформления, согласования и использования результатов расчетов;
- подразделения и ответственных лиц, осуществляющих проведение конкретных эксплуатационных расчетов;
- порядок ведения архива данных о состоянии РУ и архива результатов эксплуатационных НФР.
7.4 Регламент НФР согласовывается с и утверждается главным инженером АЭС.
7.5 В дополнение к порядку согласования результатов НФР, предусмотренному регламентом НФР, в соответствии с требованиями РД ЭО 1.1.2.09.0137 (п.7.2.4) и РД ЭО 1.1.2.08.0175 (п. 5.1.2) обязательному согласованию с подлежат:
- НФХ загрузки активных зон при проведении перегрузок на остановленном реакторе в период ППР и КПР, включая замену очередных партий стержней СУЗ;
- НФХ загрузки активных зон и порядок извлечения стержней СУЗ для вывода реактора в критическое состояние.
При внедрении автоматизированной системы подготовки порядка извлечения стержней СУЗ для вывода реактора в критическое состояние после кратковременной остановки порядок согласования определяется материалами технического проекта системы.
7.6 Порядок расчета НФХ, требования к расчетным кодам, а также объем и порядок проведения НФР по обработке результатов измерений НФХ определен РД ЭО 1.1.2.09.0137.
8 Порядок внедрения и эксплуатации на АЭС программных средств, предназначенных для проведения НФР
8.1 Порядок внедрения (ввода в действие) и эксплуатации на АЭС программных средств, предназначенных для проведения эксплуатационных НФР в объеме настоящего РД, определяется РД ЭО 0612.
8.2 Программные средства для эксплуатационных НФР внедряются на АЭС в опытно-промышленную, а затем в промышленную эксплуатацию. Внедрение программных средств в промышленную эксплуатацию осуществляется на основании результатов их валидации и опытно-промышленной эксплуатации.
8.3 Программные средства, предназначенные для проведения НФР в объеме настоящего РД (вновь внедряемые и эксплуатируемые на АЭС) должны быть депонированы в ФЭП НФР РБМК и сопровождаться набором документации, определенной РД ЭО 0612.
8.4 Контрольные версии программных средств для проведения НФР в объеме настоящего РД и данные для их тестирования хранятся в:
- фондах программных средств АЭС;
- ФЭП НФР РБМК.
9 Научно-техническая поддержка и авторское сопровождение эксплуатационных НФР
9.1 Научно-техническая поддержка эксплуатационных НФР и авторское сопровождение программных средств и константного обеспечения организуются ЭО и АЭС.
9.2 Научно-техническая поддержка эксплуатационных нейтронно-физических расчетов осуществляется:
- организацией главного конструктора – ;
- организацией научного руководителя – НИЦ «Курчатовский институт»;
- организацией научного руководителя по эксплуатации – ;
- в рамках ФЭП НФР РБМК ЭО;
- другими организациями, имеющими соответствующие лицензии на проведение работ.
9.3 Научно-техническая поддержка эксплуатационных нейтронно-физических расчетов осуществляется путем:
- разработки, модернизации и внедрения методик проведения НФР;
- разработки, модернизации, верификации, аттестации и внедрения программных средств и константного обеспечения для проведения оперативных и неоперативных НФР;
- разработки и внедрения систем информационной поддержки операторов и персонала АЭС;
- поддержки и совершенствования системы расчетного сопровождения эксплуатации РБМК;
- разработки и совершенствования инструкций проведения НФР;
- сопровождения эксплуатации, подготовки рекомендаций и экспертизы программных средств в рамках ФЭП НФР РБМК.
9.4 Авторское сопровождение осуществляется организациями-разработчиками программных средств, внедренных на АЭС, в рамках договоров на авторское сопровождение с ЭО или АЭС.
9.5 Авторское сопровождение программных средств и их константного обеспечения осуществляется путем:
- устранения ошибок и замечаний, выявленных в процессе эксплуатации;
- модернизации сервисного обеспечения программных средств;
- модернизации программных средств и константного обеспечения с целью повышения точности расчетов, при изменении условий эксплуатации РУ, внедрении новых элементов конструкции активной зоны, новых типов топлива, модернизации системы контроля и СУЗ;
- контроля правильности подготовки исходных данных и функционирования внедренных на АЭС программных средств и их константного обеспечения;
- контроля соблюдения условий применения программных средств и их константного обеспечения.
9.6 АЭС и ЭО должны обеспечить организацию авторского сопровождения программных средств, предназначенных для проведения эксплуатационных НФР со стороны разработчиков:
- в период их опытно-промышленной эксплуатации;
- при изменении условий эксплуатации РУ, влияющих на условия применения программных средств;
- при внедрении новых элементов конструкции активной зоны и новых типов топлива,
- при модернизации систем контроля, управления и защиты, внедрении новых элементов конструкции активных зон, модернизации и замене технического оснащения системы эксплуатационных НФР.
9.7 В рамках научно-технической поддержки и авторского сопровождения разработчиками программных средств должно проводиться систематическое тестирование программных средств и анализ условий их применения, точности расчетов НФХ и порядка проведения расчетов.
В соответствии с требованиями РД ЭО 0612, наряду с работами других организаций, систематическое тестирование программных средств осуществляется в рамках ФЭП НФР РБМК.
По результатам этого тестирования принимаются решения о проведения корректирующих расчетов, необходимости модернизации или замены программных средств и методик.
10 Техническое обеспечение эксплуатационных НФР
10.1 Техническое обеспечение эксплуатационных НФР предполагает создание на АЭС системы эксплуатационных расчетов, оснащенной соответствующей вычислительной техникой, каналами связи и программными средствами для проведения расчетов.
10.2 Техническое оснащение системы эксплуатационных расчетов на АЭС обеспечивается руководством АЭС. Минимальные требования по техническому оснащению системы эксплуатационных НФР приведены в таблице 2. Дополнительные требования могут быть сформулированы в типовых расчетных методиках с учетом внедрения конкретных программных средств и систем информационной поддержки.
10.3 Система эксплуатационных НФР должна быть оснащена каналами связи ЛВС АЭС, с использованием которых обеспечиваются:
- автоматизированная подготовки исходных данных о состоянии РУ;
- доступ к архивам технологических параметров;
- передача данных по результатам НФР;
- мониторинг данных в рамках систем информационной поддержки персона.
Таблица 2 - Минимальные требования по техническому оснащению системы эксплуатационных НФР на АЭС с РБМК-1000
Наименование оборудования | Технические характеристики | К-во | Назначение |
СЕРВЕР ЛВС | Р4/2400Mhz/1Gb/1Tb устройства резервного копирования данных | 1-2 | Маршрутизатор, обеспечение обмена данными, ведение архива состояний энергоблоков. |
Рабочие станции | Р4/2400/1Gb/500Gb | 6-8 | Выполнение расчетов, подготовка документации |
Устройства печати | Формат А3, А4 | 3 | Подготовка документации |
Дополнительные устройства хранения данных | не менее 5 Tb | 2 | Резервное хранение ПО, система архивации данных о состоянии РУ и результатов НФР |
10.4 На сервере и рабочих станциях системы должно использоваться лицензионное системное ПО. В качестве основных операционных систем на рабочих станциях используются Windows XP и Windows 7.
11 Требования к системам архивации данных о состоянии РУ и результатов НФР
Хранение исходных данных о состоянии РУ, результатов расчетов технологических параметров и НФХ должно осуществляться с использованием систем архивации, реализованных в рамках КСКУЗ, ИИС «Скала-микро», ЛСВУ системы СКАЛА и систем информационной поддержки персонала АЭС.
Системы архивации должны обеспечивать хранение соответствующих видов данных и вывод данных в видах и форматах, пригодных для анализа технологических параметров РУ и НФХ, а также проведения НФР. При использовании систем архивации с циклическим обновлением данных, в которых происходит уничтожение устаревшей информации, в рамках систем архивации должны быть предусмотрены программно-технические средства для резервного копирования информации.
Резервное копирование информации в системах архивации данных о состоянии РУ должно выполняться при любых нарушениях эксплуатационных пределов, пределов безопасной эксплуатации, отказах и нарушениях в работе элементов конструкции активной зоны. Резервное копирование информации из архивов с циклическим обновлением данных должно быть выполнено в сроки, обеспечивающие полную сохранность информации о нарушениях в работе АЭС. Ответственными за резервное копирование и хранение архивной информации являются подразделения АЭС, обеспечивающие эксплуатацию систем архивации (ЦТАИ, ОЯБиН, ОИКТ и др.).
Архивирование результатов обработки данных по измерениям НФХ и эксплуатационных расчетов НФХ может осуществляться в виде электронных таблиц данных. Значения основных НФХ должны вноситься в электронные таблицы в соответствии с регламентом проведения расчетов. При выходе значений НФХ за установленные пределы в системе архивации должен быть сохранен полный набор исходных данных о состоянии РУ, с использованием которых проводился расчет, а также все результаты расчетов НФХ для этого состояния.
Лист визирования
РД ЭО 1.1.2.09. «Номенклатура эксплуатационных
нейтронно-физических расчетов АЭС с реакторами РБМК-1000»
Научный руководитель | |
Начальник Инженерного центра 360 | |
Зам. начальника Инженерного центра 360 | |
Старший научный сотрудник | |
Начальник отдела стандартизации и качества |
Лист согласований
РД ЭО 1.1.2.09. «Номенклатура эксплуатационных
нейтронно-физических расчетов АЭС с реакторами РБМК-1000»
От Росэнергоатом» и филиалов: | |
Директор Департамента по эксплуатации АЭС с канальными и быстрыми реакторами | |
Главный инженер филиала «Курская атомная станция» | |
Главный инженер филиала «Ленинградская атомная станция» | |
Главный инженер филиала «Смоленская атомная станция» | |
Заместитель директора Департамента по эксплуатации АЭС с канальными и быстрыми реакторами | |
От | |
Главный конструктор | |
Начальник отдела | |
Начальник отдела | |
От НИЦ «Курчатовский институт» | |
Директор ОКР | |
Начальник отдела |
