Sistemul de control în reactor (IRMS) este un sistem de control al reactorului nuclear care oferă informații despre parametrii și caracteristicile miezului necesare pentru a asigura modul tehnologic de proiectare de funcționare al miezului reactorului nuclear. Sarcina principală este de a restabili câmpul de eliberare a energiei în volumul miezului pentru a asigura funcționarea în siguranță a combustibilului nuclear .
Formarea și dezvoltarea sistemelor de control în reactor este indisolubil legată de cerințele tot mai mari pentru un control fiabil al distribuției eliberării energiei în miez. La rândul său, această cerință a fost determinată de o creștere a sarcinilor specifice și a dimensiunilor geometrice ale zonelor active pentru creșterea puterii unitare a reactoarelor și creșterea competitivității acestora în sectorul producției industriale de energie electrică . Creșterea sarcinilor specifice face necesară reducerea la minimum a rezervelor dintre valorile curente și maxime admisibile ale parametrilor principali care caracterizează fiabilitatea termică a centralelor nucleare . În același timp, pentru reactoarele cu lichid de răcire cu apă (de exemplu, VVER ), există întotdeauna o amenințare de fenomene de criză în procesul de îndepărtare a căldurii.
Pentru primele reactoare industriale a fost considerată o condiție indispensabilă pentru siguranța funcționării dotarea tuturor ansamblurilor combustibile cu mijloace de determinare a puterii cu mijloace termotehnice, ca fiind cele mai dezvoltate pentru perioada respectivă. Astfel, se poate spune că prima generație SVRK sau, mai precis, prototipurile SVRK, de regulă, au reprezentat măsurători termotehnice directe în masă pentru a determina puterile și puterile relative ale ansamblurilor de combustibil fără utilizarea pe scară largă a măsurătorilor și calculelor speciale. echipamente pentru automatizare si control eficient. Aceste sisteme aveau dezavantaje semnificative: inerție, domeniul limitat de măsurare, lipsa controlului asupra distribuției volumetrice a eliberării energiei în miez. Acest din urmă neajuns a început să fie parțial compensat prin utilizarea ansamblurilor DPZ în mai multe ansambluri de combustibil și măsurători periodice speciale ale eliberării de energie cu ajutorul detectoarelor de activare. Deci, la sfârșitul anilor 60 - începutul anilor 70 ai secolului XX, pentru primele VVER-440 , SNIIP a dezvoltat un sistem de activare pentru controlul distribuției fluxului de neutroni de-a lungul înălțimii și razei nucleului RPN2-04. În acest sistem, controlul a fost efectuat prin activarea sârmei de oțel care conține mangan în canale verticale , cu monitorizare continuă a densității fluxului de neutroni în fiecare dintre aceste canale folosind DPZ-1p . Numărul total de canale de control este de 12. În plus, în controlul în reactor al fluxului de neutroni în reactoarele de tip VVER s-au folosit doar ansambluri DPS cu emițători din diverse materiale. De exemplu, pentru VVER-440 , de asemenea, primele proiecte au folosit DPZ-1M cu un emițător de rodiu și DPZ-4p cu un emițător de vanadiu , situat de-a lungul înălțimii miezului . Numărul de DPZ cu rodiu este de la 4 la 7 (în înălțime), numărul celor de vanadiu este de la 1 la 2. În total, în reactor au fost instalate 12 ansambluri de tipul descris. Semnalele de la DPZ, precum și de la termocuplurile plasate în zona activă au fost înregistrate de echipamentul SPN2-01.
SVRK cu drepturi depline, adică complexe specializate controlate autonom de software și hardware cu diferite modificări, au început să fie incluse în proiectele de unități de putere în serie (V-213) cu reactoare VVER-440 și în primele proiecte ale VVER-1000 (V-187, V-302, V- 338) de la sfârșitul anilor 70 ai secolului XX . La acea vreme, dezvoltatorii și producătorii ( IAE numit după I.V. Kurchatov , SNIIP , Tenzor Instrument Plant) pe baza canalului de comunicație trunchi VECTOR-KAMAK , care a fost utilizat pe scară largă în URSS și în străinătate, au creat un echipament electronic unificat SVRK-01 "Hindukush". " (după numele sistemului montan ). Acest echipament a făcut posibilă modificarea caracteristicilor tehnice și a programelor prin adăugarea de noi dispozitive sau înlocuirea vechilor dispozitive fără a modifica structura sistemului în ansamblu. În plus, acest echipament a oferit capacitatea de a opera sistemul offline, adică fără un computer extern , deși acest lucru a limitat parțial funcționalitatea. Ca computer extern pentru complexul de calculatoare SVRK, care asigură o restaurare completă a câmpului de eliberare a energiei în volumul zonei active și extinde alte funcționalități, a fost un computer de tip SM-2M , fabricat de NPO Impulse ( Severodonetsk ). folosit. Alegerea tipului de calculator extern pentru SVRK a fost determinată de orientarea către mijloacele tehnice ale liniei SM-2, adoptate pentru sistemele informatice bloc și informatice ale tuturor centralelor nucleare cu VVER-1000 . Funcționarea complexului de calculatoare SVRK a fost asigurată de un software matematic extern , care pentru seriale VVER-1000 se numea „Khortytsya” (după numele insulei de pe Nipru ). Software-ul pentru VVER-440 a fost numit „Capri” (după numele insulei din Marea Tireniană ). La multe unități de alimentare, aceste sisteme încă funcționează până în prezent, fiind scoase din funcțiune din mai multe motive:
Acestea sunt ISMS moderne de nouă generație, care au absorbit toate caracteristicile pozitive ale ISMS ale generațiilor anterioare și sunt construite pe baza celor mai recente realizări în domeniul software și hardware și al tehnologiilor informaționale. Aceste sisteme sunt instalate la unități de putere care funcționează atât cu VVER-440 , cât și cu VVER-1000 atunci când se efectuează măsuri de modernizare a echipamentelor în legătură cu extinderea resurselor și/sau creșterea puterii nominale instalate a reactorului. În consecință, SVRK din această generație a fost inclusă în proiecte noi de unități de putere cu siguranță sporită VVER-1000 (V-428, V-446, V-412), precum și pentru proiecte cu reactoare VVER-1200 , care se construiesc la noile amplasamente ale CNE Novovoronezh , Leningrad şi CNE din Belarus . Prăbușirea URSS și tranziția ulterioară la o economie de piață au contribuit la faptul că în prezent, diferite unități de putere cu VVER în Federația Rusă și în străinătate operează o nouă generație de SVRK cu diverse modificări furnizate de diferiți producători, atât în ceea ce privește software și hardware. Cu toate acestea, principalele caracteristici generale ale tuturor ICS de nouă generație sunt în principal: