Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio
The research subject is finding an engineering solution for V-412 core automatic protection during operation in both steady-state and transient conditions within ICIS using local parameters (i.e. maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio). Such engineering solution will be implemen...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2021 |
| Hauptverfasser: | , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2021
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195449 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio / S.S. Lys, M.M. Semerak, A.I. Kanyuka // Problems of Atomic Science and Technology. — 2021. — № 5. — С. 88-97. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-195449 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Lys, S.S. Semerak, M.M. Kanyuka, A.I. 2023-12-05T10:36:36Z 2023-12-05T10:36:36Z 2021 Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio / S.S. Lys, M.M. Semerak, A.I. Kanyuka // Problems of Atomic Science and Technology. — 2021. — № 5. — С. 88-97. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. 1562-6016 DOI: https://doi.org/10.46813/2021-135-088 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195449 621.039.586 The research subject is finding an engineering solution for V-412 core automatic protection during operation in both steady-state and transient conditions within ICIS using local parameters (i.e. maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio). Such engineering solution will be implemented by safety system software-hardware (PTK-Z) on the basis of signals coming from in-core neutron flux detectors, temperature sensors, primary coolant flow and coolant pressure transducers. Calculated survey of possibility to use Kalman filters or corrective filter to eliminate time delay in SPND signals was carried out. The inaccuracy in the method of maximum linear power monitoring was determined. This work shows that the solution was found using the practice of in-core instrumentation, and ICIS designing and operation with improved metrology, reliability and time parameters and using advanced data communication technologies intended for important challenges of the world market, and as a response to standards. Об'єктом дослідження є технічне вирішення задачі забезпечення автоматичного захисту активної зони реактора В-412 по локальних параметрах (максимальна лінійна потужність, запас до кризи тепловіддачі) в процесі експлуатації в базовому і перехідному режимах у рамках системи внутрішньореакторного контролю (СВРК), що реалізовується програмно-технічним комплексом захисту (ПТК-З) з використанням сигналів внутрішньореакторних датчиків нейтронного потоку, температури, витрати і тиску теплоносія першого контуру. В процесі роботи проводилося розрахункове обгрунтування застосування фільтрів Калмана і коригуючого фільтра для усунення запізнювання датчика прямої зарядки (ДПЗ), визначення методичної похибки контролю максимальної лінійної потужності в активній зоні. Показано, що рішення задачі забезпечення автоматичного захисту активної зони реактора В-412 по локальних параметрах було знайдено з урахуванням накопиченого досвіду внутрішньореакторних вимірювань, а також проектування і експлуатації СВРК на базі підвищення метрологічних, надійнісних і тимчасових характеристик з використанням можливостей сучасних інформаційних технологій для відповідальних застосувань і з урахуванням вимог нормативних документів. Объектом исследования является техническое решение задачи обеспечения автоматической защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам (максимальная линейная мощность, запас до кризиса теплоотдачи) в процессе эксплуатации в базовом и переходном режимах в рамках системы внутриреакторного контроля (СВРК), реализуемой программно-техническим комплексом защиты (ПТК-3) с использованием сигналов внутриреакторных датчиков нейтронного потока, температуры, расхода и давления теплоносителя первого контура. В процессе работы проводилось расчетное обоснование применения фильтров Калмана и корректирующего фильтра для устранения запаздывания датчика прямой зарядки (ДПЗ), определения методической погрешности контроля максимальной линейной мощности в активной зоне. Показано, что решение задачи обеспечения автоматической защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам было найдено с учетом накопленного опыта внутриреакторных измерений, а также проектирования и эксплуатации СВРК на базе повышения метрологических, надежностных и временных характеристик с использованием возможностей современных информационных технологий для ответственных применений и с учетом требований нормативных документов. en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Thermal and fast reactor materials Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio Аналіз надійності функцій захисту активної зони реактора В-412 за локальними параметрами: максимальна лінійна потужність, запас до кризи тепловіддачі Анализ надежности функций защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам: максимальная линейная мощность, запас кризиса теплоотдачи Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio |
| spellingShingle |
Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio Lys, S.S. Semerak, M.M. Kanyuka, A.I. Thermal and fast reactor materials |
| title_short |
Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio |
| title_full |
Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio |
| title_fullStr |
Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio |
| title_full_unstemmed |
Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio |
| title_sort |
analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor v-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio |
| author |
Lys, S.S. Semerak, M.M. Kanyuka, A.I. |
| author_facet |
Lys, S.S. Semerak, M.M. Kanyuka, A.I. |
| topic |
Thermal and fast reactor materials |
| topic_facet |
Thermal and fast reactor materials |
| publishDate |
2021 |
| language |
English |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Аналіз надійності функцій захисту активної зони реактора В-412 за локальними параметрами: максимальна лінійна потужність, запас до кризи тепловіддачі Анализ надежности функций защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам: максимальная линейная мощность, запас кризиса теплоотдачи |
| description |
The research subject is finding an engineering solution for V-412 core automatic protection during operation in both steady-state and transient conditions within ICIS using local parameters (i.e. maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio). Such engineering solution will be implemented by safety system software-hardware (PTK-Z) on the basis of signals coming from in-core neutron flux detectors, temperature sensors, primary coolant flow and coolant pressure transducers. Calculated survey of possibility to use Kalman filters or corrective filter to eliminate time delay in SPND signals was carried out. The inaccuracy in the method of maximum linear power monitoring was determined. This work shows that the solution was found using the practice of in-core instrumentation, and ICIS designing and operation with improved metrology, reliability and time parameters and using advanced data communication technologies intended for important challenges of the world market, and as a response to standards.
Об'єктом дослідження є технічне вирішення задачі забезпечення автоматичного захисту активної зони реактора В-412 по локальних параметрах (максимальна лінійна потужність, запас до кризи тепловіддачі) в процесі експлуатації в базовому і перехідному режимах у рамках системи внутрішньореакторного контролю (СВРК), що реалізовується програмно-технічним комплексом захисту (ПТК-З) з використанням сигналів внутрішньореакторних датчиків нейтронного потоку, температури, витрати і тиску теплоносія першого контуру. В процесі роботи проводилося розрахункове обгрунтування застосування фільтрів Калмана і коригуючого фільтра для усунення запізнювання датчика прямої зарядки (ДПЗ), визначення методичної похибки контролю максимальної лінійної потужності в активній зоні. Показано, що рішення задачі забезпечення автоматичного захисту активної зони реактора В-412 по локальних параметрах було знайдено з урахуванням накопиченого досвіду внутрішньореакторних вимірювань, а також проектування і експлуатації СВРК на базі підвищення метрологічних, надійнісних і тимчасових характеристик з використанням можливостей сучасних інформаційних технологій для відповідальних застосувань і з урахуванням вимог нормативних документів.
Объектом исследования является техническое решение задачи обеспечения автоматической защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам (максимальная линейная мощность, запас до кризиса теплоотдачи) в процессе эксплуатации в базовом и переходном режимах в рамках системы внутриреакторного контроля (СВРК), реализуемой программно-техническим комплексом защиты (ПТК-3) с использованием сигналов внутриреакторных датчиков нейтронного потока, температуры, расхода и давления теплоносителя первого контура. В процессе работы проводилось расчетное обоснование применения фильтров Калмана и корректирующего фильтра для устранения запаздывания датчика прямой зарядки (ДПЗ), определения методической погрешности контроля максимальной линейной мощности в активной зоне. Показано, что решение задачи обеспечения автоматической защиты активной зоны реактора В-412 по локальным параметрам было найдено с учетом накопленного опыта внутриреакторных измерений, а также проектирования и эксплуатации СВРК на базе повышения метрологических, надежностных и временных характеристик с использованием возможностей современных информационных технологий для ответственных применений и с учетом требований нормативных документов.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195449 |
| citation_txt |
Analysis of reliability of the automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio / S.S. Lys, M.M. Semerak, A.I. Kanyuka // Problems of Atomic Science and Technology. — 2021. — № 5. — С. 88-97. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
| work_keys_str_mv |
AT lysss analysisofreliabilityoftheautomaticcoreprotectionfunctionofthereactorv412inresponsetolocalparametersmaximumlinearpowerdeparturefromnucleateboilingratio AT semerakmm analysisofreliabilityoftheautomaticcoreprotectionfunctionofthereactorv412inresponsetolocalparametersmaximumlinearpowerdeparturefromnucleateboilingratio AT kanyukaai analysisofreliabilityoftheautomaticcoreprotectionfunctionofthereactorv412inresponsetolocalparametersmaximumlinearpowerdeparturefromnucleateboilingratio AT lysss analíznadíinostífunkcíizahistuaktivnoízonireaktorav412zalokalʹnimiparametramimaksimalʹnalíníinapotužnístʹzapasdokriziteplovíddačí AT semerakmm analíznadíinostífunkcíizahistuaktivnoízonireaktorav412zalokalʹnimiparametramimaksimalʹnalíníinapotužnístʹzapasdokriziteplovíddačí AT kanyukaai analíznadíinostífunkcíizahistuaktivnoízonireaktorav412zalokalʹnimiparametramimaksimalʹnalíníinapotužnístʹzapasdokriziteplovíddačí AT lysss analiznadežnostifunkciizaŝityaktivnoizonyreaktorav412polokalʹnymparametrammaksimalʹnaâlineinaâmoŝnostʹzapaskrizisateplootdači AT semerakmm analiznadežnostifunkciizaŝityaktivnoizonyreaktorav412polokalʹnymparametrammaksimalʹnaâlineinaâmoŝnostʹzapaskrizisateplootdači AT kanyukaai analiznadežnostifunkciizaŝityaktivnoizonyreaktorav412polokalʹnymparametrammaksimalʹnaâlineinaâmoŝnostʹzapaskrizisateplootdači |
| first_indexed |
2025-12-07T19:21:57Z |
| last_indexed |
2025-12-07T19:21:57Z |
| _version_ |
1850878530851700736 |