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



бет2/3
Дата20.07.2016
өлшемі381.11 Kb.
#212784
түріАвтореферат
1   2   3

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.


Достижение указанной цели потребовало проведения исследований по следующим основным направлениям:

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.


Научная новизна диссертации состоит в следующем:

  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.


Практическая значимость и внедрение результатов диссертационной работы определяется следующим:

  • 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.


Личный вклад

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.


Апробация

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.

Разработка СВРК-М, в состав которой входили результаты диссертационной работы, получила премию на конкурсе научных работ РНЦ «Курчатовский институт» за 2007 год.
Публикации

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.


Достоверность. Достоверность полученных научных положений, результатов выводов основана на теоретических и методологических положениях (зарубежных и отечественных) гарантий качества, безопасности системной надежности промышленного использования ИИУС и различных аппаратно-программных комплексов для мониторинга состояния ядерных энергетических установок и управления процессами ядерных технологий. Достоверность выводов обеспечена достаточным объемом собственных исследований автора, подтверждена согласованностью результатов теоретических расчетов с экспериментальными данными, а также положительным опытом внедрения на объектах атомной энергетики в России и за рубежом.
Структура и объем диссертации

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.


ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ
Во введении автором обоснована актуальность темы, определена цель диссертации, сформулирована постановка задачи, изложены научная новизна и практическая значимость диссертации.

В первой главе автором выполнен анализ международной и российской нормативной базы, опыта верификации и валидации информационно-измерительных и управляющих систем на АЭС и выбраны наиболее оптимальные методики верификации и валидации. Типовой порядок создания ИИУС включает в себя этапы:

  • 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.

Процедуры создания ИИУС базируются на основе требований нормативной документации. Оценочное сравнение международных и российских стандартов в данной области показывает, что:

  • 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.

В соответствии с требованиями нормативной документации для обеспечения качества ИИУС процесс ее создания должен сопровождаться процедурами верификации и валидации. Применительно к ИИУС верификация – это процесс выполнения на каждом этапе разработки вычислительной системы всех требований, накладываемых предыдущим этапом, а валидация – это проверка интегрированной вычислительной системы для обеспечения соответствия функциональным требованиям и интерфейсам. Как показывает опыт создания зарубежных промышленно изготовленных ИИУС, например, на базе программно-технических средств типа TXS фирмы AREVA, обеспечение выполнения в объеме международных стандартов процедур верификации и валидации значительно повышает качество ИИУС, но являются дорогостоящими и требуют значительных временных затрат. Опыт создания российских промышленно изготовленных систем на базе микропроцессорной техники, например, СКУ НЭ на базе ТПТС и СВБУ для 3 блока Калининской АЭС, показывает, что в силу несовершенства российской нормативной базы удается значительно сократить финансовые и временные затраты, чтобы обеспечить директивные сроки пуска, но при этом возможно появление проблем.

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.

Рассмотрев положительные и отрицательные стороны каждой методики, автором выбраны наиболее подходящие для возможного последующего применения при верификации и валидации СВРК-М:

  • инспектирование;

  • сквозной контроль;

  • проверка программ;

  • анализ трассируемости;

  • испытания (тестирование);

  • метод анализа безопасности.


Во второй главе автором исследованы основные проектные решения по СВРК-М и ее составным частям и выделены их особенности с точки зрения проведения процесса верификации и валидации. Одной из ИИУС, входящих в состав АЭС с реакторами типа ВВЭР, является система внутриреакторного контроля (СВРК). В настоящее время СВРК оснащены все энергоблоки АЭС с ВВЭР. СВРК является основным средством мониторинга процессов в активной зоне и составной частью технического обоснования безопасной эксплуатации энергоблока.

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.

С учетом поставленных целей и задач при участии автора была сформирована концепция СВРК-М, основными положениями которой были:

    • 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.

Исходя из своего назначения и решаемых задач, СВРК-М была классифицирована как система важная для безопасности (класс 3Н по ОПБ-88/97), имеющая в своем составе элементы систем безопасности (2НУ по ОПБ-88/97), элементы систем важных для безопасности (класс 3Н по ОПБ-88/97) и элементы систем нормальной эксплуатации (4Н).

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.

Первичные преобразователи СВРК-М состоят из внутриреакторных датчиков нейтронного потока типа ДПЗ и датчиков температуры на входе и выходе из ТВС (термопары типа «К»), а также датчиков температуры теплоносителя в холодных и горячих нитках петель первого контура энергоблока (термометры сопротивления и термопары типа «К»). Кроме того, в СВРК поступает ряд сигналов от общестанционных датчиков. В целом количество входных сигналов превышает 800.

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


Измерительная аппаратура СВРК-М построена на устройстве информационно-измерительном УИ-174Р - представителе типоразмерного ряда аппаратуры СВРК (Гиндукуш-М) для АЭС с РУ типа ВВЭР. Данная аппаратура является результатом реализации технических решений, проверенных большим опытом эксплуатации СВРК на АЭС. УИ-174Р представляет собой программный контроллер, работающий под управлением собственной программы функционирования. В УИ-174Р применен принцип программно-управляемой магистрально модульной структуры. УИ-174Р обеспечивает выполнение следующих функций:

    • 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.

Данный элемент СВРК-М классифицирован как оборудование систем безопасности, так как оно выполняет защитные (АЗ) и управляющие (ПЗ-1, ПЗ-2) функции.

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).

Особенности технической платформы верхнего уровня СВРК-М:

  • 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.

Верхний уровень СВРК-М предназначен для выполнения следующих основных функций:

  • 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;

Данная часть СВРК-М классифицирована как оборудование систем важных для безопасности, содержащее, в том числе, элементы систем нормальной эксплуатации.

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.

Основу математического и программного обеспечения СВРК-М составляет разработанный при участии автора алгоритм и его программная реализация по восстановлению поля энерговыделения в объеме активной зоны (163х163 участка). Данный алгоритм основан на математической модели, включающей в себя уравнение связи результатов измерений (7х64 датчика) с искомым полем, а также уравнение диффузии нейтронов. Для решения уравнения диффузии и определения параметров нейтронно-физической модели используется итерационная схема. Все параметры вычисляются как с учетом наличия поглотителя, так и без него. Эволюция нуклидного состава рассчитывается в реальном времени на основе дифференциальных уравнений. Для уменьшения расхождения между нейтронно-физической моделью и показаниями датчика проводят адаптацию материального параметра и сечения деления на основании результатов измерений. Объем программного обеспечения составляет более 160000 строк.

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.

В третьей главе автором описываются этапы и задачи при верификации и валидации ИИУС, а также методы и методики верификации и валидации технических и программных средств для СВРК-М и СВРК-М в целом. Автором определены следующие этапы и задачи при верификации и валидации ИИУС:

  • проверка контракта;

  • проверка требований;

  • проверка проекта;

  • проверка интеграции;

  • проверка документации;

  • проверка интегрированной системы на правильность выполнения требований к системе.

Исходя из особенностей нормативной документации и проекта СВРК-М, а также важности СВРК-М для обеспечения безопасной эксплуатации ядерного топлива, для проведения верификации и валидации СВРК-М автором были приняты следующие основные положения:

  • 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.

С учетом этих положений, а также особенностей проекта СВРК-М, были выбраны и разработаны следующие методы и методики верификации и валидации:

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

а) инспекция;

б) критический обзор;

в) анализ адекватности (трассируемости, соответствия);

г) метод аналога;



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

а) испытания (тестирование);

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.

Функциональный анализ (метод «черного ящика») – проверяется соответствие требованиям, которые предъявляются в техническом задании. Проверяется ЧТО изделие выполняет, без анализа, КАК оно это делает. Проверка осуществляется набором тестов.

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.

С учетом разного класса по влиянию на безопасность составных частей СВРК-М использовался разный объем составных частей комплексного метода (табл. 1). Конкретное наполнение отдельных методов и методик также могло отличаться. Описывается опыт их апробации и применения разработанного автором комплексного метода на примере как отдельных компонентов СВРК-М, так и СВРК-М в целом.

Первичные преобразователи

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




Метод / методика

Элементы системы

Система в целом

Первичные преобразователи

Аппаратура нижнего уровня

Вычислительные средства верхнего уровня

Технические средства

ПО

Технические средства

ПО

Инспекция

+

+

+

+

+

+

Критический обзор







+










Анализ адекватности

+

+

+

+

+

+

Метод аналога













+

+

Функциональный анализ (метод «черного» ящика)

+

+

+

+

+

+

Структурный анализ







+










Регрессионный анализ




+

+

+

+

+

Статистический анализ

+

+

+

+

+

+

Нагрузочный анализ




+







+

+

Анализ качественных характеристик

+

+







+

+

Метод прототипа




+







+




Метод анализа влияния на безопасность







+







+


Достарыңызбен бөлісу:
1   2   3




©dereksiz.org 2024
әкімшілігінің қараңыз

    Басты бет