Reaktorstyringssystemet (IRMS) er et atomreaktorstyringssystem , der giver information om kernens parametre og karakteristika , der er nødvendige for at sikre den designteknologiske driftsform for atomreaktorkernen. Hovedopgaven er at genoprette energifrigivelsesfeltet i kernens volumen for at sikre sikker drift af nukleart brændsel .
Dannelsen og udviklingen af reaktorstyringssystemer er uløseligt forbundet med de voksende krav til pålidelig styring af fordelingen af energifrigivelse i kernen. Til gengæld blev dette krav bestemt af en stigning i de specifikke belastninger og geometriske dimensioner af de aktive zoner for at øge reaktorernes enhedseffekt og øge deres konkurrenceevne i sektoren for industriel produktion af elektrisk energi . Væksten af specifikke belastninger gør det nødvendigt at reducere reserverne til et minimum mellem de nuværende og maksimalt tilladte værdier af de vigtigste parametre, der karakteriserer den termiske pålidelighed af atomkraftværker . På samme tid, for reaktorer med et vandkølingsvæske (for eksempel VVER ), er der altid en trussel om krisefænomener i processen med varmefjernelse.
For de første industrielle reaktorer blev det betragtet som en uundværlig betingelse for driftsikkerheden at udstyre alle brændstofsamlinger med midler til at bestemme effekten med termotekniske midler, som de mest udviklede i den periode. Således kan det siges, at den første generation af SVRK eller mere præcist prototyperne af SVRK som regel repræsenterede massedirekte termotekniske målinger for at bestemme kræfterne og relative kræfter af brændstofsamlinger uden den udbredte brug af speciel måling og databehandling udstyr til automatisering og kontroleffektivitet. Disse systemer havde betydelige ulemper: inerti, begrænset måleområde, mangel på kontrol over den volumetriske fordeling af energifrigivelsen i kernen. Sidstnævnte mangel begyndte at blive delvist kompenseret ved brug af DPZ- enheder i flere brændstofsamlinger og periodiske specielle målinger af energifrigivelsen ved hjælp af aktiveringsdetektorer. Så i slutningen af 60'erne - begyndelsen af 70'erne af det XX århundrede, for de første VVER- 440'er , udviklede SNIIP et aktiveringssystem til styring af neutronfluxfordelingen langs højden og radius af RPN2-04-kernen. I dette system blev kontrol udført ved at aktivere ståltråd indeholdende mangan i lodrette kanaler , med kontinuerlig overvågning af neutronfluxtætheden i hver af disse kanaler ved hjælp af DPZ-1p . Det samlede antal kontrolkanaler er 12. Yderligere, i reaktorstyringen af neutronfluxen i VVER -type reaktorer , blev der kun brugt DPS-samlinger med emittere fremstillet af forskellige materialer. For eksempel for VVER-440 brugte også de første projekter DPZ-1M med en rhodiumemitter og DPZ -4p med en vanadiumemitter , placeret langs kernens højde . Antallet af rhodium DPZ'er er fra 4 til 7 (i højden), antallet af vanadium er fra 1 til 2. I alt blev 12 samlinger af den beskrevne type installeret i reaktoren. Signaler fra DPZ såvel som fra termoelementer placeret i den aktive zone , blev optaget af SPN2-01-udstyret.
Fuldstændig SVRK, det vil sige autonomt kontrollerede specialiserede komplekser af software og hardware af forskellige modifikationer, begyndte at blive inkluderet i projekterne for serielle kraftenheder (V-213) med VVER-440-reaktorer og i de første projekter af VVER-1000 (V-187, V-302, V-338) siden slutningen af 70'erne af det XX århundrede . På det tidspunkt skabte udviklere og producenter ( IAE opkaldt efter I.V. Kurchatov , SNIIP , Tenzor Instrument Plant) baseret på VECTOR-KAMAK trunk kommunikationskanalen , som blev meget brugt i USSR og i udlandet, et samlet elektronisk udstyr SVRK-01 "Hindukush "(ved bjergsystemets navn ). Dette udstyr gjorde det muligt at ændre tekniske karakteristika og programmer ved at tilføje nye eller erstatte gamle enheder uden at ændre strukturen af systemet som helhed. Derudover gav dette udstyr mulighed for at betjene systemet offline, det vil sige uden en ekstern computer , selvom dette delvist begrænsede funktionaliteten. Som en ekstern computer til computerkomplekset SVRK, som giver en fuldstændig genopretning af energifrigivelsesfeltet i volumen af den aktive zone og udvider andre funktionaliteter, blev en computer af typen SM-2M , fremstillet af NPO Impulse ( Severodonetsk ), Brugt. Valget af typen af ekstern computer til SVRK blev bestemt af orienteringen mod de tekniske midler af SM-2-linjen, vedtaget til blokinformation og computersystemer for alle NPP'er med VVER-1000 . Funktionen af SVRK-computerkomplekset blev leveret af ekstern matematisk software , som for serielle VVER-1000s blev kaldt "Khortytsya" (efter navnet på øen i Dnepr ). Softwaren til VVER-440 fik navnet "Capri" (efter navnet på øen i Det Tyrrhenske Hav ). På mange kraftenheder fungerer disse systemer stadig den dag i dag, idet de er udelukket af en række årsager:
Disse er moderne ISMS af en ny generation, som har absorberet alle de positive egenskaber ved ISMS fra tidligere generationer og er bygget på grundlag af de seneste resultater inden for software og hardware og informationsteknologier. Disse systemer installeres ved driftskraftenheder med både VVER-440 og VVER-1000 , når der udføres foranstaltninger til modernisering af udstyr i forbindelse med udvidelse af ressourcer og/eller en stigning i reaktorens installerede nominelle effekt. Derfor blev SVRK af denne generation inkluderet i nye projekter af kraftenheder med øget sikkerhed VVER-1000 (V-428, V-446, V-412), samt for projekter med VVER-1200- reaktorer , som bygges kl. de nye steder i Novovoronezh , Leningrad NPP og Belarusian NPP . Sovjetunionens sammenbrud og den efterfølgende overgang til markedsøkonomi bidrog til, at forskellige kraftenheder med VVER i Den Russiske Føderation og i udlandet på nuværende tidspunkt driver en ny generation af SVRK af forskellige modifikationer leveret af forskellige producenter, både mht. software og hardware. Imidlertid er de generelle hovedkarakteristika for alle nye generationer ICS hovedsageligt: