In-Reactor Control System (IRMS) on ydinreaktorin ohjausjärjestelmä, joka tarjoaa tietoa sydämen parametreista ja ominaisuuksista , jotka ovat tarpeen ydinreaktorin sydämen suunnitteluteknologisen toimintatavan varmistamiseksi. Päätehtävänä on palauttaa energian vapautumiskenttä sydämen tilavuuteen ydinpolttoaineen turvallisen toiminnan varmistamiseksi .
Reaktorin sisäisten ohjausjärjestelmien muodostuminen ja kehittäminen liittyy erottamattomasti kasvaviin vaatimuksiin ytimessä vapautuvan energian jakautumisen luotettavalle ohjaukselle. Tämän vaatimuksen puolestaan määräsi aktiivisten vyöhykkeiden ominaiskuormien ja geometristen mittojen kasvu reaktorien yksikkötehoa lisäämiseksi ja niiden kilpailukyvyn lisäämiseksi sähköenergian teollisessa tuotannossa . Ominaiskuormituksen kasvu edellyttää ydinvoimaloiden lämpöluotettavuutta luonnehtivien pääparametrien nykyisen ja suurimman sallitun arvojen välisten varojen vähentämistä minimiin . Samaan aikaan reaktoreissa, joissa on vesijäähdytys (esimerkiksi VVER ), lämmönpoistoprosessissa on aina kriisiilmiöiden uhka .
Ensimmäisissä teollisissa reaktoreissa pidettiin käyttöturvallisuuden välttämättömänä edellytyksenä kaikkien polttoainenippujen varustamista välineillä tehon määrittämiseksi lämpöteknisillä keinoilla, jotka ovat tuolle ajanjaksolle kehittyneimmät. Voidaan siis sanoa, että ensimmäisen sukupolven SVRK tai tarkemmin sanottuna SVRK:n prototyypit edustivat pääsääntöisesti massasuoraa lämpöteknistä mittausta polttoainenippujen tehojen ja suhteellisten tehojen määrittämiseksi ilman erityisten mittaus- ja laskentamenetelmien laajaa käyttöä. automaatio- ja ohjaustehokkuuslaitteet. Näissä järjestelmissä oli merkittäviä haittoja: inertia, rajallinen mittausalue, hallinnan puute energian vapautumisen tilavuusjakaumaan ytimessä. Jälkimmäistä puutetta alettiin osittain kompensoida DPZ- nippujen käytöllä useissa polttoainenippuissa ja säännöllisillä erikoismittauksilla energian vapautumisesta aktivointiilmaisimilla. Joten 60-luvun lopulla - 1970-luvun alussa ensimmäisiä VVER-440-lukuja varten SNIIP kehitti aktivointijärjestelmän neutronivuon jakautumisen ohjaamiseksi RPN2-04-ytimen korkeudella ja säteellä. Tässä järjestelmässä ohjaus suoritettiin aktivoimalla mangaania sisältävää teräslankaa pystysuorissa kanavissa ja valvomalla jatkuvasti neutronivuon tiheyttä kussakin näistä kanavista käyttämällä DPZ-1p :tä . Ohjauskanavia on yhteensä 12. Lisäksi reaktorin sisäisessä neutronivuon ohjauksessa VVER -tyyppisissä reaktoreissa käytettiin vain DPS-kokoonpanoja, joissa oli eri materiaaleista valmistettuja emittereitä. Esimerkiksi VVER-440 :ssä myös ensimmäisissä projekteissa käytettiin DPZ-1M:ää rodium - emitterillä ja DPZ-4p :tä vanadiiniemitterillä , joka sijaitsee ytimen korkeudella . Rodium -DPZ:iden lukumäärä on 4-7 (korkeus), vanadiinien määrä on 1-2. Reaktoriin asennettiin yhteensä 12 kuvattua tyyppiä olevaa kokoonpanoa. SPN2-01-laitteisto tallensi signaalit DPZ:stä sekä aktiiviselle alueelle sijoitetuista lämpöpareista .
Täysimittainen SVRK, toisin sanoen itsenäisesti ohjatut erikoistuneet ohjelmisto- ja laitteistokompleksit eri muunnoksilla, alettiin sisällyttää VVER-440-reaktorien sarjavoimayksiköiden ( V-213) projekteihin ja VVER-1000 :n ensimmäisiin projekteihin . (V-187, V-302, V-338) XX vuosisadan 70-luvun lopulta lähtien . Tuolloin kehittäjät ja valmistajat ( IAE nimetty I. V. Kurchatovin mukaan, SNIIP , Tenzor Instrument Plant) VECTOR-KAMAK-runkoviestintäkanavan perusteella , jota käytettiin laajalti Neuvostoliitossa ja ulkomailla, loivat yhtenäisen elektronisen laitteen SVRK-01 "Hindukush". " ( vuoriston nimellä ). Tämä laitteisto mahdollisti teknisten ominaisuuksien ja ohjelmien muuttamisen lisäämällä uusia tai korvaamalla vanhoja laitteita muuttamatta koko järjestelmän rakennetta. Lisäksi tämä laite tarjosi mahdollisuuden käyttää järjestelmää offline-tilassa, eli ilman ulkoista tietokonetta , vaikka tämä rajoittikin toimintoja osittain. Ulkoisena tietokoneena tietokonekompleksille SVRK, joka palauttaa täydellisen energian vapautumiskentän aktiivisen alueen tilavuudessa ja laajentaa muita toimintoja, valmistettiin NPO Impulsen ( Severodonetsk ) valmistama SM-2M- tyyppinen tietokone. käytetty. Ulkoisen tietokoneen tyypin valinnan SVRK:lle määräsi suuntautuminen SM-2-linjan teknisiin välineisiin, jotka on hyväksytty kaikkien VVER-1000 :lla varustettujen ydinvoimaloiden lohkoinformaatioon ja tietokonejärjestelmiin . SVRK-tietokonekompleksin toiminnan varmisti ulkoinen matemaattinen ohjelmisto , jota VVER-1000- sarjassa kutsuttiin "Khortytsya" ( Dneprin saaren nimen mukaan ). VVER-440 :n ohjelmisto sai nimen "Capri" ( Tyrreenanmeren saaren nimen mukaan ). Monissa voimayksiköissä nämä järjestelmät toimivat edelleen tähän päivään asti, ja ne on poistettu käytöstä useista syistä:
Nämä ovat uuden sukupolven moderneja ISMS:itä, jotka ovat absorboineet kaikki edellisten sukupolvien ISMS:n positiiviset ominaisuudet ja jotka on rakennettu uusimpien ohjelmistojen ja laitteistojen sekä tietotekniikan saavutusten pohjalta. Nämä järjestelmät asennetaan toimiviin voimayksiköihin, joissa on sekä VVER-440 että VVER-1000 , kun suoritetaan laitteiden modernisointitoimenpiteitä resurssien laajentamisen ja/tai reaktorin asennetun nimellistehon lisäämisen yhteydessä. Vastaavasti tämän sukupolven SVRK sisällytettiin uusiin parannetun turvallisuuden tehoyksiköiden projekteihin VVER-1000 (V-428, V-446, V-412) sekä VVER-1200- reaktoriprojekteihin , joita rakennetaan klo. Novovoronežin , Leningradin ja Valko-Venäjän ydinvoimalan uudet toimipaikat . Neuvostoliiton romahtaminen ja sitä seurannut siirtyminen markkinatalouteen vaikuttivat siihen, että tällä hetkellä eri VVER-voimayksiköt Venäjän federaatiossa ja ulkomailla käyttävät uuden sukupolven SVRK:ta, jossa on erilaisia muunnelmia eri valmistajilta, sekä ohjelmistot ja laitteistot. Kaikkien uuden sukupolven ICS:n yleiset pääominaisuudet ovat kuitenkin pääasiassa: