Распознавание состояния активной зоны и анализ достоверности информации системы внутриреакторного контроля при эксплуатации топливных загрузок ВВЭР – 1000 (стр. 1 )

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Обнинский Институт Атомной Энергетики

На правах рукописи

Распознавание состояния активной зоны и анализ достоверности информации системы внутриреакторного контроля при эксплуатации топливных загрузок ВВЭР – 1000

05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Диссертация на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Научный руководитель

доктор технических наук

Обнинск – 2013

Содержание

Введение.......................................................................................................... 4

Глава 1 Система внутриреакторного контроля........................................... 10

1.1 Назначение и состав......................................................................... 10

1.1.1 Назначение системы внутриреакторного контроля................. 10

1.1.2 Состав СВРК.............................................................................. 12

1.2 Основное оборудование СВРК........................................................ 15

1.2.1 Детекторы прямого заряда и сборки внутриреакторных детекторов 15

1.2.2 Термометры сопротивления и термопары............................... 19

1.2.3 Программно-технический комплекс ВК СВРК........................ 22

1.3 Описание алгоритмов СВРК............................................................ 24

1.3.1 Определение нейтронно-физических констант......................... 26

1.3.2 Балансное уравнение для потока нейтронов............................ 27

1.3.3 Граничные условия для решения балансного уравнения........ 30

1.3.4 Расчет энерговыделения с учетом показаний ДПЗ................... 31

1.4 Результат аппаратного и программного развития СВРК.............. 32

1.5 Выводы по главе 1........................................................................... 34

Глава 2 Анализ состояния измерительной системы и активной зоны реактора ВВЭР-1000 по данным СВРК........................................................................................... 36

2.1 Проверка достоверности показаний ДПЗ....................................... 36

2.1.1 Динамический расчет активной зоны реактора ВВЭР-1000... 38

2.1.2 Метод исключенного ДПЗ......................................................... 38

2.2 Проверка достоверности рассчитываемых полей ЭВ.................... 40

2.2.1 Анализ поведения аксиального офсета..................................... 40

2.2.2 Сравнение полей ЭВ СВРК с расчетными полями ЭВ............ 41

2.2.3 Анализ восстановленного поля ЭВ........................................... 43

2.3 Другие вопросы эксплуатации СВРК............................................. 46

2.3.1 Подтверждение положения ОР СУЗ по показаниям ДПЗ........ 46

2.3.2 Проверка сцепления штанг приводов ОР СУЗ со своими ПС после выхода реактора ВВЭР-1000 на МКУ мощности.............................................. 49

2.4 Выводы по главе 2........................................................................... 50

Глава 3 Применение математических методов распознавания образов и теории графов для анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000................................................................................................................ 51

3.1 Анализ работоспособности измерительной системы и программного обеспечения внутриреакторного контроля ВВЭР-1000............................................... 51

3.1.1 Оценка состояния измерительной системы контроля ЭВ в активной зоне реактора.................................................................................................. 51

3.1.2 Сравнение различных ПО СВРК.............................................. 54

3.1.3 Результат анализа состояния измерительной системы контроля ЭВ в активной зоне реактора ВВЭР-1000...................................................................... 56

3.1.4 Анализ программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000........... 59

3.1.5 Выводы по разделу 3.1.............................................................. 63

3.2 Оперативный контроль изменения состояния активной зоны с помощью представления активной зоны эталонным графом................................... 64

3.2.1 Представление состояния активной зоны минимальным остовным деревом 64

3.2.2 Выбор весовой функции............................................................ 65

3.2.3 Контроль за состоянием активной зоны................................... 66

3.2.4 Анализ результатов................................................................... 68

3.2.5 Выводы по разделу 3.2.............................................................. 74

Глава 4 Программный комплекс «КАРУНД»............................................. 75

4.1 Режимы работы и входные данные программного комплекса «КАРУНД» 76

4.2 Описание интерфейса программного комплекса «КАРУНД»....... 76

4.3 Выводы по главе 4........................................................................... 81

Глава 5 Работа программного комплекс «КАРУНД» в некоторых тестовых задачах 82

5.1 Определение недостоверных показаний измерительной системы ВРК 82

5.2 Подтверждение положения ОР СУЗ по показаниям измерительной системы ВРК 83

5.3 Представление информации о состоянии активной зоны............... 84

5.4 Анализ состояния программного обеспечения СВРК.................... 85

5.5 Выводы по главе 5........................................................................... 87

Заключение.................................................................................................... 88

Список сокращений....................................................................................... 90

Список литературы....................................................................................... 92

Приложение 1 Структурная схема СВРК энергоблока с реактором ВВЭР-1

Приложение 2 Пример результата работы метода «исключенного ДПЗ» 102

Приложение 3 Пример инициирующего файла Filename. ini для подпрограммы «Анализ СВРК».......................................................................................................

Приложение 4 Пример каталога с файлами данных эталонного поля ЭВ 106

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

Введение

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

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

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

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

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

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

Основные научные результаты, полученные лично соискателем:

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

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

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

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

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

Научная новизна исследования:

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

-  позволяет наглядно представлять состояние измерительной системы ВРК;

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

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

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

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

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

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

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

На защиту выносится:

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

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

3.  Результаты анализа данных системы внутриреакторного контроля с помощью разработанных алгоритмов, которые подтверждают возможность оперативно выявлять недостоверные показания измерительной системы ВРК, сбои в работе ПО СВРК, подтверждают правильность представления информации о состоянии активной зоны эксплуатационному персоналу и возможность оценки ее достоверности.

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

5.  Практическая реализация разработанных методов и алгоритмов.

Структура диссертационной работы.

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

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

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

В главе 4 представлен программный комплекс «КАРУНД», основанный на методах, приведенных в главе 3. Выполнено описание основных режимов работы программы и необходимых исходных данных для ее работы. Описан интерфейс программного комплекса «КАРУНД» и работа с ним.

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

Глава 1 Система внутриреакторного контроля

1.1  Назначение и состав

1.1.1  Назначение системы внутриреакторного контроля

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

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

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

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

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

Управляющие функции включают:

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

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

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

-  расчет линейной мощности ТВЭЛ и запаса до кризиса теплообмена;

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

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

Информационные функции включают:

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

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

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

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

-  передачу в систему верхнего блочного уровня (СВБУ – верхний уровень СКУД) параметров, определяющих текущее состояние активной зоны реактора, и сигналов об отклонении за допустимые границы изменения параметров, определяющих пределы безопасной эксплуатации РУ, для последующего представления их на видеограммах и мнемосхемах графических дисплеев, а также для долговременного хранения в общеблочном архиве [15].

Вспомогательные функции включают:

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

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

-  контроль и калибровку измерительных каналов;

-  реконфигурирование резервированных структур с сохранением выполнения функций системы;

-  ведение единого с АСУ ТП астрономического времени;

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

1.1.2  Состав СВРК

В состав СВРК, структурная схема которой приведена в приложении 1, входит множество компонентов, обеспечивающих, в совокупности, выполнение ее основных функций.

Датчики:

-  Сборки внутриреакторных детекторов (СВРД) – (1) (здесь и далее по разделу 1.1.2 номер устройства на структурной схеме СВРК – приложение 1). Для РУ В-320 использованы СВРД трех типов, которые отличаются между собой местом установки датчиков контроля температуры теплоносителя. КНИТ2Т – предназначен для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ равномерно размещенных по высоте активной зоны, и для контроля температуры на входе и выходе из активной зоны с помощью термопар. КНИТ3Т – имеет дополнительную (по сравнению с КНИТ2Т) термопару в верхнем объеме реактора (под крышкой реактора). На начальном этапе эксплуатации РУ 3 блока Калининской АЭС принято решение установить СВРД КНИ-5(Б), которые предназначены только для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ; КНИТУ – предназначен для контроля ЭВ с помощью семи ДПЗ, равномерно размещенных по высоте активной зоны, контроля температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, контроля температуры теплоносителя в верхнем объеме, а также предназначен для контроля уровня теплоносителя в корпусе реактора (таблица № 1) [16];

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

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

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

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

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

Измерительные (сигнальные) кабели:

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

-  измерительные кабели для передачи сигналов от датчиков теплогидравлических параметров теплоносителя и контроля состояния технологического оборудования первого контура до гермопроходок через контаймент и до измерительной аппаратуры программно-технических комплексов ПТК-З – (9, 10);

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

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

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

-  сигнальные кабели для передачи сигналов защиты из аппаратуры ПТК-З в АЛОС УСБИ АЗ, ПЗ – (16) и сигнальные кабели для передачи управляющих сигналов из клеммного шкафа в комплекс электрооборудования (КЭ) СУЗ-УСБИ – (17).

Программно-технический комплекс нижнего уровня ПТК-НУ:

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

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

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

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

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

1.2  Основное оборудование СВРК

1.2.1  Детекторы прямого заряда и сборки внутриреакторных детекторов

ДЕТЕКТОРЫ ПРЯМОГО ЗАРЯДА (ДПЗ) предназначены для контроля локального значения плотности потока нейтронов (энерговыделения) в активной зоне ядерных реакторов. ДПЗ представляет собой источник тока, в котором измеряемый ток возникает за счет использования кинетической энергии заряженных частиц, возникающих при взаимодействии нейтронов реактора с нейтронно-чувствительным элементом ДПЗ [11; 17; 18].

	Сборка внутриреакторных детекторов (СВРД) обеспечивает контроль: -  распределения плотности потока нейтронов (энерговыделения) по объему активной зоны; -  мощности реактора и отдельных частей его активной зоны; -  расхода теплоносителя через ТВС; -  температуры теплоносителя; -  аварийной температуры реактора; -  уровня теплоносителя в реакторе;
Рисунок 1 СВРД

	эмиттер изолятор коллектор линия связи оболочка изоляция кабеля токовая жила фоновая жила гермоввод токовыводы
Рисунок 2 ДПЗ

В применяемых на реакторах ВВЭР детекторах типа ДПЗ-1М (рис. 2) эмиттер представляет собой родиевую проволочку диаметром 0,5 и длиной 200 мм. Изолятор изготовлен из кварцевой трубки, коллектор - из нержавеющей трубки диаметром 1,3 мм. В качестве линии связи используется двухжильный кабель с изоляцией из окиси магния. Выходной сигнал ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения, который в свою очередь связан с энерговыделением в ближайших твэлах. Восстановление поля ЭВ по сигналам ДПЗ осуществляется на основе коэффициентов пропорциональности, зависящих от многих факторов, в том числе от обогащения топлива и его выгорания, концентрации борной кислоты, температуры теплоносителя и т. д. Значения этих коэффициентов находят расчетным путем. При нахождении коэффициентов учитывают также и выгорание материала эмиттера ДПЗ. В активной зоне ДПЗ, расположенные на одной вертикали, конструктивно объединяются в СВРД или нейтронно-измерительный канал (КНИ). КНИ серийных реакторов ВВЭР-1000 (рис. 1) состоит из защитной арматуры 4, детекторной части 5 и миниатюрного разъема 1. Арматура 4 предназначена для защиты ДПЗ от механических воздействий и контакта с теплоносителем первого контура и обеспечивает герметизацию первого контура.
В состав детекторной части входят семь детекторов ДПЗ-1М, равномерно размещенных по высоте активной зоны с шагом 437,5 мм, защитный экран 6, узел уплотнения 3 и семь линий связи 2. Каждая линия связи кроме сигнального проводника содержит фоновый проводник.
Защитный экран предназначен для уменьшения фонового тока, возникающего в линии связи 2 под воздействием бетта-излучения эммитеров ДПЗ. С этой целью все семь детекторов располагают по одну сторону экрана, а их линии связи - по другую сторону. Узел уплотнения расположен в верхней части КНИ и предназначен для обеспечения герметичности первого контура при появлении течи в защитной арматуре. Разъем типа РС-19 обеспечивает подсоединение КНИ к линиям связи с целью передачи сигналов ДПЗ к аппаратуре СВРК [11; 18; 19].

Достоинства ДПЗ:

-  эксплуатация в условиях активной зоны;

-  миниатюрность (диаметр чувствительной части 1,4-1,5 мм) обеспечивает размещение достаточно большого количества ДПЗ в реакторе и совмещение в одной сборке детекторов, обеспечивающих измерение различных параметров, без существенных затруднений в проведении основного технологического процесса;

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

-  не требует нейтронной калибровки в процессе изготовления;

-  линейность относительно измеряемого параметра;

-  практически неограниченный верхний предел измерения;

-  малое и легко учитываемое выгорание материала эмиттера;

-  малая чувствительность к гамма-фону реактора;

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

Таблица № 1 Типы СВРД

СВРД	Назначение	ДПЗ шт.	Контроль температуры	Уровень теплоносителя	Расход теплоносителя
ТП шт.	аварийной
КНИ	Контроль плотности потока нейтронов (энерговыделения)	7	нет	нет	нет	нет
КНИТ	КНИ + контроль температуры теплоносителя на выходе из ТВС	7	1	да	нет	да
КНИТТ	КНИТ + 1 термопара для контроля температуры теплоносителя на входе в активную зону	7	2	да	нет	да
КНИТ2Т	КНИТ + 2 термопары для контроля температуры теплоносителя на входе в активную зону и под верхним блоком корпуса реактора	7	3	да	нет	да
КНИТУ	КНИТТ + контроль уровня теплоносителя в корпусе реактора датчик	7	2	да	3 точки контроля	да
КИТУ	Контроль уровня теплоносителя и темп.	нет	2	да	5 точек контроля	нет

Сборки внутриреакторных детекторов для реакторов с водой под давлением имеют вид, представленный на рисунке 1 и подразделяются на несколько типов по способу изготовления и выполняемым функциям (таблица 1) [11; 15; 18].