Комплексный метод верификации и валидации информационно-измерительной и управляющей системы для активной зоны водо-водяных реакторов

Цель диссертации заключалась в создании пакета методических рекомендаций для совершенствования и развития верификации и валидации технических решений по информационно-измерительной и управляющей системе процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа, апробации и практическом применении этих рекомендаций при создании модернизированной системы внутриреакторного контроля (СВРК-М) для АЭС с ВВЭР большой мощности.

1) Анализ отечественной и международной нормативной базы, опыта верификации и валидации информационно-измерительных и управляющих систем для АЭС; изучение базы знаний и опыта обоснования перспективных технических решений для ИИУС ЯЭУ, систем контроля, диагностики, испытаний и метрологического обеспечения ИИУС для ЯЭУ с ВВЭР; оценка достигнутой эффективности существующих ИИУС для ЯЭУ с ВВЭР; изучение систем управления качеством совершенствования существующих и созданию новых элементов, частей, образцов ИИУС ЯЭУ, улучшение их технических, эксплуатационных, экономических и эргономических характеристик, а также по разработке новых принципов и концепций построения ИИУС ЯЭУ и технических решений по их отработке и внедрению в практику.

2) Разработка и исследование проектных решений по системе внутриреакторного контроля (СВРК-М) для АЭС с ВВЭР-1000 в плоскости формирования и реализации типовой процедуры верификации и валидации принимаемых технических решений по созданию, отработки и эксплуатации ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР.

3) Разработка концепции и самого комплексного метода верификации и валидации новых образцов технических, информационных и программных средств для отдельных модулей и в целом для ИИУС ОИАЭ с ВВЭР, предназначенного для мониторинга процесса эксплуатации активной зоны реакторной установки АЭС.

4) Определение условий и разработка методических рекомендаций по практическому применению комплексного метода верификации и валидации новых образцов технических, информационных и программных средств для отдельных модулей и в целом для ИИУС ОИАЭ с ВВЭР.

5) Апробация и внедрение методических рекомендаций, разработанного комплексного метода верификации и валидации новых образцов технических, информационных и программных средств для отдельных модулей и в целом для ИИУС ОИАЭ с ВВЭР, предназначенной для мониторинга процесса эксплуатации активной зоны реакторной установки АЭС, при создании СВРК-М для АЭС с ВВЭР большой мощности.

1. 
   На основании проведенного анализа международной и российской нормативной базы, исследования процессов создания, верификации и валидации ИИУС, изучения базы знаний и опыта обоснования перспективных технических решений для ИИУС обоснованно определены методики верификации и валидации для ИИУС ЯЭУ с ВВЭР.
   
2. 
   Разработаны и внедрены в практику новые методики верификации и валидации решений по контролю энерговыделения в активной зоне ВВЭР.
   
3. 
   Разработан и апробирован комплексный типовой метод верификации и валидации ИИУС процесса эксплуатации активной зоны ЯЭУ с ВВЭР.
   
4. 
   Разработаны и обоснованы методологические основы и принципы для системного развития процессов и процедур верификации и валидации технических решений, необходимых для создания и отработки средств автоматизации внутриреакторного контроля ЯЭУ с ВВЭР.
   
5. 
   Получены новые научные результаты для обоснования адекватности конкретных технических решений при создании систем контроля, диагностики, управления, необходимых для безопасности и эффективного функционирования активной зоны ЯЭУ с ВВЭР.
   

• 
  создана база знаний в области систематизации и описания опыта верификации и валидации технических решений при новых разработках и усовершенствовании аппаратно-программных средств и комплексов для мониторинга, контроля, диагностики и управления процессом эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа;
  

• 
  решены конкретные задачи развития внутриреакторного контроля энергоблоков АЭС с ВВЭР;
  

• 
  отработана в лабораторных и натурных условиях и может быть принята за основу комплексная система формирования и реализации требований по верификации и валидации технических решений при создании ИИУС для ЯЭУ с ВВЭР-1000, программно-аппаратных комплексов для диагностики и контроля характеристик активной зоны ВВЭР, а также новых перспективных образцов ИИУС для управления технологиями и объектами ядерных и других потенциально опасных промышленных отраслей;
  
• 
  разработанные методики и комплексный метод апробированы и применены при создании СВРК-М для блоков №5 и №6 АЭС «Козлодуй», блоков №1, №2 и №3 Калининской АЭС, блоков №1 и №2 АЭС «Тяньвань», блоков №1, №2, №3 и №4 Балаковской АЭС, блока №2 Ростовской АЭС, блоков №1 и №2 АЭС «Куданкулам», реакторной установки (РУ) типа В-446, при этом на блоках №1-4 Балаковской АЭС применение результатов диссертационной работы в СВРК-М позволило обеспечить безопасную и надежную работу блоков на повышенном (104% от номинального) уровне мощности, а на блоке №2 Ростовской АЭС – при применении ТВС с повышенной ураноемкостью.
  

Вклад автора состоит в анализе международной и российской нормативной базы и опыта верификации и валидации информационно-измерительных и управляющих систем для мониторинга процессов эксплуатации ЯЭУ на ОИАЭ, в создании концепции и оригинальных проектных решений по СВРК-М, адаптации существующих и разработке новых методик и создании нового комплексного метода верификации и валидации ИИУС для АЭС с ВВЭР на примере создания СВРК-М в целом и ее программного обеспечения, апробации и применении этих методик при создании СВРК-М.

Все основные результаты исследований, представленные в работе, получены лично автором. При разработке технической документации, коллективно-экспертном анализе результатов исследований, нормативном и методическом обслуживании процессов выполнения конкретных проектов ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР, при создании и научном обосновании перспективных ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР, систем их контроля, испытаний и метрологического обеспечения, повышении эффективности разработок новых образцов ИИУС для ВВЭР по требованиям заказчика, подготовке публикаций, отчетов и выступлений с докладами на конференциях и семинарах вклад автора является основным.

На защиту выносятся

Типовой комплексный метод верификации и валидации технических решений при создании, отработке и эксплуатации ИИУС для мониторинга, контроля, диагностики и управления процессом эксплуатации активной зоны ОИАЭ с ВВЭР.

Полученные и апробированные результаты исследований при создании СВРК-М для реакторных установок с реакторами типа ВВЭР.

Свод научных рекомендаций по практическому применению комплексного метода верификации и валидации новых образцов технических, информационных и программных средств для отдельных модулей и в целом для ИИУС ОИАЭ с ВВЭР.

Основные положения и результаты диссертации докладывались и представлялись на следующих конференциях и симпозиумах:

• 
  десятая международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007;
  
• 
  международная конференция «Метрология», Москва, 2007;
  
• 
  AER Simposium on VVER reactor physics and reactor safety, Украина, 2007;
  
• 
  международный симпозиум «Измерения, важные для безопасности в реакторах», Москва, 2007;
  
• 
  международная конференция «Безопасность, экономическая эффективность АЭС», Москва, 2007.
  
• 
  международный ядерный форум, Болгария, 2008, 2009;
  
• 
  конференция «АСУТП энергоблоков АЭС-2006», Москва, 2008;
  
• 
  научно-техническая конференция «Ядерное топливо нового поколения для АЭС, результаты разработки, опыт эксплуатации и направление развития», Москва, 2008;
  
• 
  международная конференция «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация», Москва, 2009;
  
• 
  научно-технический семинар специалистов Чехии, Словакии и России «Опыт изготовления, эксплуатации и перспективы совершенствования топлива и топливных циклов АЭС с реакторами типа ВВЭР», Чехия, 2009;
  
• 
  седьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», Москва, 2010.
  
• 
  круглый стол «Унифицированная АСУТП для АЭС с энергоблоками нового поколения» конгресса «Ядерная энергетика – двигатель инновационного развития», Москва, 2010.
  

Основные положения и практические результаты работы опубликованы в 9 научно-технических изданиях, в том числе, четыре публикации представлены в ведущих научных журналах и изданиях перечня Высшей аттестационной комиссии.

Текст диссертации включает основное содержание из четырех глав, введение, заключение, список цитируемой литературы и приложения. Работа изложена на 152 страницах машинописного текста, в том числе содержит основного текста 121 страницу, 11 рисунков, 20 таблиц, список цитируемой литературы из 91 наименований на 9 страницах.

• 
  формирования требований;
  
• 
  разработку технического задания;
  
• 
  создание макетных и опытных образцов технических средств и программного обеспечения (ПО) и проведение их испытаний;
  
• 
  разработку технического проекта и рабочей документации;
  
• 
  изготовление поставочного комплекта, включая технические средства, ПО и эксплуатационную документацию;
  
• 
  проведение испытаний технических средств и ПО;
  
• 
  интеграцию и испытания интегрированной системы;
  
• 
  опытную (опытно-промышленную) эксплуатацию;
  
• 
  приемочные испытания и ввод в промышленную эксплуатацию.
  

• 
  международная нормативная база достаточно развита, в необходимых случаях дополняется национальными стандартами;
  
• 
  в части стандартов, определяющих требования к техническим средствам, имеется высокая степень соответствия – большое количество российских стандартов практически идентично международным;
  
• 
  в части стандартов, определяющих требования к ПО, российская нормативная база существенно отстает от международной и не отвечает современным реалиям;
  
• 
  в части стандартов по общесистемным вопросам ИИУС, российская нормативная база устарела и требует существенной переработки.
  

Рассмотрев международную и отечественную нормативную базы, а также опыт создания ИИУС, автором определены следующие основные применяемые методики верификации и валидации ИИУС:

• 
  инспектирование;
  
• 
  сквозной контроль;
  
• 
  формализованные описания;
  
• 
  символическое выполнение;
  
• 
  проверка программ;
  
• 
  метод прототипа;
  
• 
  качественное определение с помощью метрик;
  
• 
  анализ трассируемости;
  
• 
  испытания (тестирование);
  
• 
  метод анализа безопасности.
  

• 
  инспектирование;
  
• 
  сквозной контроль;
  
• 
  проверка программ;
  
• 
  анализ трассируемости;
  
• 
  испытания (тестирование);
  
• 
  метод анализа безопасности.
  

Для обеспечения возрастающих требований к точности, надежности и быстродействию функций мониторинга, исключению отрицательных воздействий человеческого фактора, увеличению коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) и экономичности внедряемых топливных циклов было принято решение о создании на базе традиционной СВРК современной системы внутриреакторного контроля (СВРК-М) с расширенным объемом выполняемых функций.

Основой для создания СВРК-М явились требования действующей международной нормативной документации и требования Главного конструктора РУ - ОКБ «Гидропресс», а также рекомендации экспертов МАГАТЭ.

На СВРК-М возлагалось решение следующих основных задач:

• 
  оперативный контроль нейтронно-физических и теплогидравлических параметров активной зоны, первого и второго контуров энергоблока, включая крупносеточный (уровень ТВС) и потвэльный контроль активной зоны;
  
• 
  контроль тепловой мощности реактора;
  
• 
  формирование сигналов аварийной и предупредительной защиты (ПЗ-1, ПЗ-2) по локальным параметрам активной зоны (энерговыделение ТВЭЛ, запас до кризиса теплообмена);
  
• 
  обнаружение выхода параметров, определяющих эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации РУ, за допустимые значения и сигнализация об этом персоналу с целью предотвращения развития аварии и исключения повреждения активной зоны и основного оборудования РУ;
  
• 
  создание архива данных по истории эксплуатации активной зоны и основного оборудования РУ;
  
• 
  информационная поддержка персонала по ходу эксплуатации активной зоны, в первую очередь по оптимальной эксплуатации активной зоны при ксеноновых переходных процессах;
  
• 
  передача информации в смежные системы АСУТП для решения из задач;
  
• 
  самодиагностика технических и программных средств.
  

• 
  использование всех положительных аспектов предыдущей внедренной разработки (СВРК);
  
• 
  реализация новых задач при минимальных изменениях в проекте РУ;
  
• 
  максимальное применение современных решений в измерительной и вычислительной технике и информационных технологиях применительно к области ответственных применений;
  
• 
  выполнение разработки в соответствии с действующими в атомной энергетике нормами и правилами.
  

Структурная схема СВРК-М представлена на рис. 1. СВРК-М включает в свой состав:

• 
  первичные преобразователи;
  
• 
  кабельные линии связи;
  
• 
  измерительная аппаратура (ПТК-НУ);
  
• 
  вычислительные средства верхнего уровня;
  
• 
  локальная вычислительная сеть.
  

В состав линии связи входят кабели для передачи сигналов от первичных преобразователей и кабели между составными частями СВРК-М.

Рисунок 1 – Структурная схема СВРК-М

• 
  прием и предварительная обработка сигналов от первичных преобразователей;
  
• 
  оперативное запоминание информации;
  
• 
  арифметическая и логическая обработка информации;
  
• 
  проведение необходимых расчетов;
  
• 
  выдача дискретных сигналов типа «сухой» контакт.
  

Верхний уровень СВРК-М представляет собой промышленные вычислительные комплексы, функционирующие под управлением операционной системы Linux. В состав верхнего уровня СВРК-М входят:

• 
  дублированный вычислительный комплекс (ВК) с процессорными модулями устройств отображения информации на БПУ (РМОТ);
  
• 
  сервисная станция дежурного инженера (ССДИ);
  
• 
  станция контроля измерительной аппаратуры СВРК-М (СК-НУ).
  

• 
  проработанная архитектура открытых систем, которая дает возможность создания современных и перспективных решений на базе широко используемых стандартов (стандарты для прикладного ПО-POSIX1, 1.в, 1.с и др., операционная система семейства Linux, процессор Intel или др.);
  
• 
  наиболее технологические промышленные конструктивы и оборудование, которые обеспечивают надежность, ремонтопригодность, устойчивость к внешним воздействиям;
  
• 
  процессорные модули на безе процессоров Intel 64-битной архитектуры, которые обеспечивают высокую производительность.
  

• 
  прием из аппаратуры измеренной, расчетной и диагностической информации;
  
• 
  расчет тепловой мощности активной зоны;
  
• 
  восстановление поля энерговыделения в объеме активной зоны (уровень ТВС) и выявление наиболее напряженных участков активной зоны;
  
• 
  расчет энерговыделения твэл в объеме активной зоны, включая выявление наиболее энергонапряженных твэл;
  
• 
  определение нуклидного состава в объеме активной зоны с учетом динамики развития процессов выгорания топлива, отравления ксеноном и самарием;
  
• 
  контроль метрологических характеристик СВРК-М;
  
• 
  представление информации ВИУР о текущем состоянии активной зоны, в том числе информации о превышении установок;
  
• 
  выполнение сервисных функций;
  
• 
  обмен информацией со смежными системами;
  
• 
  контроль и диагностику технических и программных средств СВРК-М;
  

Для решения поставленных задач в процессе создания СВРК-М были применены следующие решения:

а) Для повышения быстродействия:

• 
  введение в измерительный канал каждого внутриреакторного нейтронного датчика (типа ДПЗ) индивидуального АЦП с числом разрядов не менее 16, циклом обработки не более 160 мс, с уровнем шумов по входу не более 10^-10А;
  
• 
  введение в обработку каждого сигнала ДПЗ специальной программы, исключающей влияние запаздывания β-распада родия -104 на быстродействие ДПЗ.

  б) Для повышения точности:

  
  
• 
  применение измерительной аппаратуры класса точности 0,05%;
  
• 
  применение кубического сплайна при аппроксимации функциональных зависимостей от высоты, выгорания активной зоны и т.д. при обработке сигналов ДПЗ;
  
• 
  использование индивидуальных калибровочных коэффициентов и технологии термостабилизации метрологических характеристик термопар;
  
• 
  вышеотмеченное исключение запаздывание сигналов ДПЗ для уменьшения динамической погрешности при контроле быстропротекающих процессов переходных процессов.

  в) Для повышения надежности:

  
  
• 
  разработка измерительной аппаратуры в соответствии с требованиями, предъявляемыми к оборудованию систем защиты;
  
• 
  реализация резервирования измерительных каналов, обеспечивающих дублирование основных выполняемых функций;
  
• 
  проведение разработки программного обеспечения в соответствии с современными отечественными и международными нормативными документами;
  
• 
  применение надежных операционных систем типа UNIX;
  
• 
  использование элементов, узлов и вычислительных средств, разработанных изготовленных для ответственного применения;
  
• 
  введение широко развитой процессной процедуры самодиагностики;
  
• 
  наличие двойных запасов по скорости выполнения расчетов и использование процессорных возможностей вычислительных средств.
  

Важной функцией СВРК-М, разработанной при участии автора и впервые примененной на реакторах ВВЭР, является защита активной зоны по локальным параметрам (линейное энерговыделение твэл, запас до кризиса теплообмена). Данная функция реализуется с помощью специального математического и программного обеспечения на основе показаний датчиков СВРК-М (внутриреакторные датчики и датчики теплотехнического контроля в петлях первого контура).

Проведенное автором исследование проектных решений по СВРК-М с точки зрения процессов верификации и валидации показало следующие основные особенности:

• 
  разные классы по влиянию на безопасность составных частей системы;
  
• 
  отсутствие эталонов для ряда расчетных параметров;
  
• 
  высокую сложность и объемность программного обеспечения системы;
  
• 
  применение программируемой техники и программного обеспечения для реализации функций защиты активной зоны по локальным параметрам;
  
• 
  большое количество входных сигналов;
  
• 
  возможность подтверждения проектных характеристик системы в целом только на мощности энергоблока;
  
• 
  наличие предыдущего опыта.
  

• 
  проверка контракта;
  
• 
  проверка требований;
  
• 
  проверка проекта;
  
• 
  проверка интеграции;
  
• 
  проверка документации;
  
• 
  проверка интегрированной системы на правильность выполнения требований к системе.
  

• 
  процесс верификации и валидации должен быть комплексным и охватывать как создание СВРК-М в целом, так и ее составных частей (технические средства и программное обеспечение);
  
• 
  при верификации и валидации должен учитываться разный класс составных частей СВРК-М по влиянию на безопасность;
  
• 
  основные решения по СВРК-М (новые образцы технических средств и ПО), должны пройти максимальную апробацию до ввода СВРК-М в эксплуатацию.
  

• 
  в части документации (общесистемной, на технические средства, на ПО):
  

б) критический обзор;

в) анализ адекватности (трассируемости, соответствия);

г) метод аналога;

• 
  в части технических средств, программного обеспечения и системы в целом:
  

б) метод анализа влияния на безопасность (только на систему в целом).

При определении каждого метода и методики необходимым условием их пригодности являлась обоснованная уверенность в том что получаемые с ее помощью результаты достаточно хорошо соответствуют реальной картине. Это предполагает подтверждение как отдельных операций и правил, составляющих метод или методику, так и концептуальной модели, положенной в основу.

Инспекция представляет собой проверку группой верификации документации на каком-либо этапе создания системы и ее составных частей с целью нахождения ошибок или неточностей как общего, так и заранее определенного характера.

Критический обзор представляет собой рассмотрение группой верификации документации на каком-либо этапе создания системы и ее составных частей с целью анализа принятых решений и подготовки предложений по улучшению.

Анализ адекватности (трассируемости, соответствия) – проверка группой верификации принятых технических решений и документации текущего этапа создания на соответствие требованиям к данному этапу и решениям, принятым на предыдущих этапах создания, а также их соответствия нормативным документам.

Метод аналога – сравнение группой верификации разработанной документации по текущему этапу с ранее верифицированной по другому проекту аналогичной документацией.

Одним из основных способов подтверждения качества разработки является испытание (тестирование). Однако, единственного универсального метода тестирования создать невозможно и следует применить упорядоченный ряд значительно отличающихся методов. Только совместное и систематическое применение различных методов (методики) тестирования как составной части единого комплексного метода верификации и валидации позволяет достигать высокое качество функционирования сложных ИИУС для ОИАЭ.

Для испытаний (тестирования) определены следующие методики:

• 
  функциональный анализ (метод «черного ящика»);
  
• 
  структурный анализ;
  
• 
  регрессионный анализ;
  
• 
  статистический анализ;
  
• 
  нагрузочный анализ;
  
• 
  анализ качественных характеристик;
  
• 
  метод прототипа.
  

Структурный анализ – при этом методе проверяется, КАК изделие работает, беря в расчет возможные просчеты в разработке.

Регрессионный анализ представляет собой проверку с помощью набора тестов для оценки работы основных функций. Данная процедура выполняется периодически в ходе разработки и предназначена для исключения нежелательных последствий после внесения изменений.

Статистический анализ – проверка, рассчитанная на длительное время выполнения. Производится с целью исключения вероятности деградации изделия при работе в течение определенного времени.

Нагрузочный анализ представляет собой проверку с помощью набора тестов для оценки работы при быстрых переходных процессах на АЭС. Проводится с целью подтверждения способности изделия обрабатывать повышенную нагрузку и предельные состояния.

Анализ качественных характеристик – это проверка с помощью набора тестов для подтверждения точностных характеристик изделия.

Метод прототипа представляет собой проверку основных решений на ранних стадиях создания изделия с помощью макетных образцов с целью устранения возможных ошибок или неточностей.

Метод анализа влияния на безопасность представляет собой рассмотрение влияния возможного отказа в системе на безопасную эксплуатацию энергоблока с целью исключения критических ошибок.

Таким образом, на основании отмеченных этапов и задач при верификации и валидации ИИУС, особенностей проекта и степени важности СВРК для обеспечения безопасности ОИАЭ автором был разработан комплексный метод верификации и валидации СВРК-М, интегрирующий и координирующий ряд выделенных автором способов верификации и вновь им разработанных методов и методик, необходимых для достижения качества при создании многокомпонентной уровневой ИИУС для систем безопасности ОИАЭ.

В четвертой главе описана апробация и применение разработанного метода при создании СВРК-М. Разработанный автором комплексный метод прошел апробацию и был применены в процессе создания СВРК-М для следующих энергоблоков:

• 
  5 и 6 блоки АЭС «Козлодуй»
  
• 
  1, 2 и 3 блоки Калининской АЭС;
  
• 
  1 и 2 блоки АЭС «Тяньвань»;
  
• 
  1, 2, 3 и 4 блоки Балаковской АЭС;
  
• 
  2 блок Ростовской АЭС;
  
• 
  1 и 2 блоки АЭС «Куданкулам»;
  
• 
  энергоблок с РУ В-446.
  

В качестве внутриреакторных первичных преобразователей в СВРК-М применены сборки внутриреакторных детекторов (СВРД) разработки НТП «Инкор». Изделие прошло как оборудование систем безопасности (класс 2Н по ОПБ-88/97) верификацию и валидацию, а также квалификацию на соответствие МЭК 60780 по процедурам НТП «Инкор» с учетом приведенных в табл. 1 методов и методик. На этапе внедрения на АЭС «Тяньвань» были отмечены замечания к точности реализации функции термоконтроля СВРК-М с помощью СВРД при работе реактора на мощности, что как элемент валидации требует корректировки технических требований к СВРД.

Первичные преобразователи температуры теплоносителя в петлях первого контура представляют собой термоэлектрические преобразователи и термометры сопротивления (разработки РНЦ «Курчатовский институт»). Данные изделия прошли верификацию и валидацию по соответствующим процедурам с учетом приведенных в табл. 1 методов и методик. При разработке изделий при участии автора были применены новые технические решения, заключающиеся в новых элементах технологии изготовления термоэлектрических преобразователей и индивидуальной калибровке каждого изделия по оригинальной методике РНЦ «Курчатовский институт» и учет результатов калибровки в ПО СВРК-М. Валидация новых решений на этапе разогрева энергоблока по методике функционального анализа на площадке АЭС «Козлодуй», Балаковской и Ростовской АЭС при внедрении СВРК-М показала, что примененные решения обеспечивают высокие точностные характеристики СВРК-М по функции контроля температуры теплоносителя в петлях.

Аппаратура нижнего уровня

Основу аппаратуры нижнего уровня СВРК составляет устройство информационно-измерительное УИ-174Р разработки СНИИП-АСКУР, традиционного многолетнего разработчика технических средств, аппаратуры СВРК для ВВЭР. В процессе разработки обеспечению качества, в том числе верификации и валидации, уделялось большое внимание. Сама разработка проводилась в полном соответствии с нормативной базой, при верификации и валидации решений применялся комплексный метод в объеме приведенных в табл. 1 методов и методик, в первую очередь, методов тестирования. Проведенные испытания позволили квалифицировать аппаратуру на соответствие требованиям МЭК 60780 как оборудование систем безопасности. Отдельно следует отметить апробацию при верификации решений по аппаратуре метода прототипа – был изготовлен и испытан в течение ряда лет на Калининской АЭС отдельный крейт аппаратуры с представительным набором измерительных блоков. Успешные результаты внедрения и эксплуатации на ряде АЭС (5 и 6 блоки АЭС «Козлодуй», 2 и 3 блоки Калининской АЭС, 1 и 2 блок АЭС «Тяньвань»,1-3 блоки Балаковской АЭС, 2 блок Ростовской АЭС) подтвердили правильность и достаточность разработанного автором комплексного метода верификации и валидации при создании ИИУС для систем безопасности ОИАЭ.

Особое внимание было уделено обеспечению качества при разработке программного обеспечения аппаратуры, с помощью которого в СВРК-М реализуются защитные функции. Поскольку эта функция для СВРК новая, на начальном этапе в РНЦ «Курчатовский институт» при участии автора было подготовлено расчетное обоснование возможности реализации в СВРК-М данной функции. Материал прошел верификацию с помощью метода анализа адекватности специальной экспертной рабочей группой из ведущих специалистов РНЦ «Курчатовский институт». Как видно из табл. 1, при разработке ПО аппаратуры применялись различные методы и методики верификации и валидации, описанные в планах верификации и валидации. Важным из перечисленных в табл. 1 методов и методик является метод функционального анализа, одним из вариантов реализации которого была проверка срабатывания защиты в аппаратуре СВРК-М в специально имитируемых проектных исходных событиях (авариях) на полигоне ЭНИЦ. Также данный метод был применен при проведении предварительных автономных испытаниях СВРК путем использования специальных тестов, созданных с помощью аттестованной программы БИПР-7А и имитирующих условия срабатывания защиты. Метод был применен и на реальном объекте, где путем изменения уставки функция проверялась на реальных сигналах. В настоящее время данный метод является штатным при проверке готовности СВРК-М после планово-предупредительного ремонта (ППР). Подтверждение правильности заложенных решений и их реализации, а также комплексного метода верификации и валидации было получено в натурных условиях при реальном срабатывании защиты в СВРК на 2 блоке АЭС «Тяньвань».

Вычислительные средства уровня

На верхнем уровне СВРК-М были применены 2 типа промышленных вычислительных комплексов – средства «Памир» (разработчик – ЭЙС-групп, применены на 5 и 6 блоках АЭС «Козлодуй», 1 и 2 блоках АЭС «Тяньвань») и серверные вычислительные устройства (СВУ, разработчик СНИИП-АСКУР, применены на 1 и 3 блоке Калининской АЭС, 2 блоке Балаковской АЭС). В процессе разработки оба типа прошли все процедуры, необходимые для применения на АЭС (в том числе верификации и валидации по методам и методикам табл. 1), однако их реальное применение показало перспективность СВУ, которое и заложено в последующих проектах СВРК-М. В целом, оба типа успешно эксплуатируются на указанных АЭС.

Основной и наиболее наукоемкой частью СВРК-М является программное обеспечение верхнего уровня, которое производит расчет тепловой мощности реактора (по пяти независимым способам) и обеспечивает контроль пределов безопасной эксплуатации по внутриреакторным параметрам. Основу его составляет успешно эксплуатирующее на ВВЭР ПО «Хортица». Однако в связи с переходом на новые высокопроизводительные промышленные вычислительные средства с операционными системами типа UNIX и современные средства разработки, а также в связи с реализацией новых задач и требований к СВРК, потребовалось фактически создание нового ПО с частичным использованием старого расчетного механизма. Учитывая важность и сложность ПО и необходимость в обеспечении его высокого качества, автором в составе комплексного метода были применены известные и разработаны новые методы и методики верификации и валидации, перечисленные в табл. 1. В числе разработанных была методика анализа качественных характеристик, учитывающая отсутствие эталона по распределению энерговыделения в активной зоне и заключающаяся в использовании свойства симметрии при загрузке топлива. Активно применялись методики функционального анализа (использование аттестованных расчетных моделей в лабораторных, полигонных и натурных условиях), методы прототипа (применение на АЭС «Козлодуй», Волгодонской АЭС, Калининской АЭС макетных вычислительных средств с программным обеспечением), нагрузочный анализ (использование аттестованных расчетных моделей в лабораторных и полигонных условиях и реальные динамические процессы на АЭС в процессе освоения мощности). Как показал опыт массового внедрения ПО верхнего уровня СВРК-М на АЭС, примененный комплексный метод верификации и валидации способствовал достижению высокого качества продукции.

СВРК-М в целом

При верификации и валидации СВРК-М как единой системы были применены методы, являющиеся составной частью комплексного метода и приведенные в табл. 1. Так, проект СВРК - М для 5 и 6 блоков АЭС «Козлодуй» был верифицирован методами инспекции и анализа адекватности Главным Конструктором РУ – ОКБ «Гидропресс» и независимой американской фирмой Парсонс. Также для верификации решений по СВРК-М был применен метод анализа влияния на безопасность.

В дальнейшем, применялся ряд методов и методик верификации и валидации, в том числе функциональный анализ (испытания с помощью тестов, разработанных по аттестованным моделям, в полигонных условиях и испытания по специальным программам на энергоблоке), нагрузочный анализ (испытания в процессе динамических исследований свойств энергоблоков), анализ качественных характеристик (испытания по специальным программам на энергоблоках). Показателем успешности примененного комплексного метода является безотказная эксплуатация СВРК-М на АЭС, обеспечивающая новые качественные характеристики внутриреакторного контроля и объем выполненных функций, в том числе при эксплуатации энергоблоков на уровне мощности 104% от номинальной.

Таблица 1