Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000 (стр. 13 )

- копия БД ИИС в исходном состоянии;

- файлы регистрации параметров при проведении измерений;

- файлы распечаток программ обработки данных;

- расчетные параметры реактора по программе ПРИЗМА-М (файлы распечаток).

- Перечисленные материалы и протоколы измерений НФХ должны храниться на АЭС до окончания эксплуатации.

6 – Перечень условных обозначения для использования в протоколе измерений aj и aw

aj	-	паровой коэффициент реактивности;
aw	-	быстрый мощностной коэффициент реактивности;
Gкмпц	-	расход воды через КМПЦ;
D Gкмпц	-	изменение расхода воды через КМПЦ;
Gпв	-	расход питательной воды;
DGпв	-	изменение расхода питательной воды;
Pбс	-	давление в барабане-сепараторе;
DРбс	-	изменение давления в барабане-сепараторе;
W	-	тепловая мощность реактора;
DW	-	изменение мощности реактора;
DWт	-	изменение нейтронной мощности за время ввода стержней Т;
	-	измеренное реактиметром значение «веса» участка стержней АР
	-	значение «веса» участка стержней АР, исправленное на действие мощностной обратной связи
	-	остаточные показания реактиметра при взвешивании АР;
	-	коэффициент перехода от нейтронной мощности к тепловой;
DHАР	-	перемещение стержней АР;
Dr АР	-	компенсирующая реактивность, введенная стержнями АР;
aZ DW	-	компенсирующая реактивность за счет допплеровской составляющей обратной связи по мощности;
Dr	-	суммарная компенсирующая реактивность;
Dj	-	изменение среднего по реактору объемного паросодержания;
bэф	-	эффективная доля запаздывающих нейтронов.

Х.5 Для обеспечения возможности контрольной обработки результатов измерений и проведения расчетов НФХ проведение любых измерений должно обязательно сопровождаться подготовкой исходных данных о состоянии РУ, в объеме достаточном для проведения расчетов НФХ, а так же данных по регистрации измеряемых параметров. После проведения измерений данные в электронном виде передаются в архив ВНИИАЭС.

Библиография

[1] Отчет РНЦ КИ, инв.№/07-22, от 01.01.2001 г.	Отчет о верификации и обосновании программного средства STEPAN, применяемого при обосновании безопасности РБМК
[2] Отчет ВНИИАЭС, инв.№ ОЭ-2912/90, 1990 г.	Алгоритм и программа расчета порядка извлечения стержней СУЗ при выводе РБМК-1000 в критсостояние
[3] Указание № 000 ук концерна «Росэнергоатом» от 01.01.2001 г.	О мероприятиях по обеспечению контроля и сопровождения ядерной безопасности АЭС с РБМК
[4] Руководство по эксплуатации, 186.00.00.000 РЭ	Система контроля подкритичности СКП-К
[5] Руководство по эксплуатации, ШУБИ 506.426.002 РЭ	Подвеска ионизационных камер ПИК-5мт
[6] Руководство по эксплуатации, 165.02.03.000 РЭ	Блок обработки сигналов камер БОСК-6
[7] Руководство по эксплуатации, 176.02.00.000 РЭ	Блок индикации и сигнализации БИС
[8] Руководство оператора, 460.	Система контроля подкритичности СКП-К. Интегрированный пакет программ
[9] Отчет ВНИИАЭС, инв. № От-Ц360-06/2009	Программа расчета паспортных характеристик РУ РБМК-1000 и последовательности извлечения стержней СУЗ при выводе реактора в критическое состояние после останова на основе программы ТРОЙКА, версия 8.1.
[10] Дополнение № 2 к РДЭО - 0137- 98, утв. 21.12.2001г. концерн «Росэнергоатом», приказ № 000	Унификация константного обеспечения вычислителей реактивности и методика их настройки на текущее состояние активной зоны РБМК-1000 по выгоранию топлива
[11] Статья в журнале «Атомная энергия», т.73, вып. 3, с.	, , , «Эффективная доля запаздывающих нейтронов РБМК»
[12] Доклад на 5-ом международном форуме "Анализ безопасности для АЭС ВВЭР и РБМК", 16-20 октября 2000, Обнинск	, , и др. «Комплексы КЕНТАВР – универсальная аппаратура для контроля и измерения нейтронно - физических параметров РБМК»
[13] Методика, ФГУДП ВНИИАЭС, 2002 г. Отв. исп.	Методика расчета расположения внутризонных датчиков при измерении подкритичности и эффективности стержней СУЗ реакторов РБМК-1000 энергоблоков Смоленской АЭС
[14] Отчет о НИР, ВНИИАЭС, М., 2004 г. Отв. исп.	Результаты расчётно-экспериментальных работ по определению нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 второго энергоблока Курской АЭС после внедрения КСКУЗ
[15] Отчет НИКИЭТ, инв.№64-348, 1987 г.	Типовая методика измерения парового коэффициента реактивности реакторов РБМК
[16] Отчет предприятия п/я А-7291, инв. N 040-075/45-4, 1979	Программа обработки экспериментальных данных для определения парового коэффициента реактивности реакторов РБМК «ТРАКТ»
[17] Отчет предприятия п/я А-7291, инв. N 4, 1981.	Оценка характеристик измерительных каналов системы технологического контроля реактора РБМК-1000
[18] Статья в журнале «Атомная энергия» т. 104, вып. 3, март 2008, стр. 191-192.	Балыгин А. В., «Пассивный метод определения температурного коэффициента реактивности графита»
[19] Отчет ИАЭ, инв. N 33/ 1984	Модернизированная версия программы «КОНТУР-М» для совместного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета реакторов типа РБМК
[20] The report according to the contract between IAEA and RRC «Kurchatov institute», Moscow 1994	M. N. Babaytsev, E. V. Burlakov, A. V.Krayushkin, A. V. Kubarev, I. F. Moiseev «The analysis of experimental procedure used at plant sites to measure the void reactivity coefficient»
[21] Статья в журнале «ВАНТ» Сер. Физика ядерных реакторов 2008, выпуск №2	Балыгин И. Ф. «Совершенствование методики определения парового коэффициента реактивности»
[22] НИКИЭТ. RU..024180 – 01 12	ВИ СКУЗ 4 блока Курской АЭС. Комплекс программного обеспечения ОРС-Ф. Описание программ
[23] Статья в сборнике «Труды МВТУ» № 000, 1977, с.3	, , «Определение динамических характеристик быстрого мощностного эффекта реактивности в энергетическом реакторе»

Лист согласования уровня

РД ЭО «Комплексная методика определения физических и динамических

характеристик реакторов РБМК-1000»

1.1.2.09. Ключевые слова: Комплексная методика, реактор РБМК, измерения, расчетный контроль
Главный конструктор канальных энергетических реакторных установок
Директор отделения ФГУ РНЦ КИ
Первый заместитель Генерального директора
Технический директор ООО ОКСАТ НИКИЭТ

Лист согласования и визирования

РД ЭО «Комплексная методика определения физических и динамических

характеристик реакторов РБМК-1000

От Росэнергоатом»:
Первый заместитель директора по производству и эксплуатации АЭС
	«___»_______2009 г.
Директор департамента по эксплуатации АЭС с канальными и быстрыми реакторами
	«___»_______2009 г.
Заместитель директора департамента по эксплуатации АЭС с канальными и быстрыми реакторами
	«___»_______2009 г.
Главный инженер филиала Росэнергоатом» Ленинградская атомная станция
	«___»_______2009 г.
Главный инженер филиала Росэнергоатом» Курская атомная станция
	«___»_______2009 г.
Главный инженер филиала Росэнергоатом» Смоленская атомная станция
	«___»_______2009 г.
Нормоконтролер
	«___»_______2009 г.

Лист согласования и визирования РД ЭО «Комплексная методика определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК-1000
От
Начальник отдела
	«___»_______ 2009 г.
Ведущий научный сотрудник
	«___»_______ 2009 г.
Ведущий научный сотрудник
	«___»_______ 2009 г.
От НИКИЭТ
Начальник группы
	«___»_______ 2009 г.
Главный специалист
	«___»_______ 2009 г.
От РНЦ КИ
Начальник отдела
	«___»_______ 2009 г.
Начальник комплекса
	«___»_______ 2009 г.
От ВНИИАЭС
Начальник Инженерного центра
	«___»_______ 2009 г.
Зам. начальника центра
	«___»_______ 2009 г.
Начальник лаборатории
	«___»_______ 2009 г.
Начальник отдела стандартизации
	«___»_______ 2009 г.