- •Дипломную работу (проект) к защите допустить Заведующий кафедрой ………….... Академик, д.Т.Н. Трофимов а.И.
- •Глава 1 Существующая система перегрузки топлива и
- •Глава 1.Существующая система перегрузки топлива и её недостатки.
- •1.1 Цели перегрузок топлива на реакторах и их опасность на реакторах типа ввэр.
- •1.2 Конструктивные особенности перегрузки топлива реактора ввэр-440 и возникающие виды опасностей.
- •1.3 Место операции перегрузка среди других режимов работы и предъявляемые к ней требования безопасности и надёжности работы.
- •1.4 Старая структура системы перегрузки и её недостатки.
- •Недостатки этой системы :
- •1.5 Современные требования к безопасности аэс и надёжности аппаратуры суз аэс Новые принципы обеспечения яб на аэс.
- •Состояния и виды отказов, важных для безопасности ( свб)
- •4. Изменились требования надёжности, предъявляемые к функциям скуз яр аэс Четвертого поколения.
- •Аварии, их причины и последствия при перегрузках
- •Защита от разгона реактора на мгновенных нейтронах при перегрузке ядерного топлива.
- •Глава 2. Методы предупреждения аварий и аварийных ситуаций при перегрузке ядерного топлива.
- •2.1 Методы предупреждения ядерной опасности.
- •Физическая причина ядерной опасности в подкритическом состоянии реактора.
- •Радиационная опасность при перегрузке топлива.
- •Механическая опасность при перегрузке
- •2.4 Информационные опасности при перегрузке.
- •2.5 Аварийно-опасные отказы элементов системы перегрузки. Предлагаемые методы повышения безопасности при перегрузке топлива на реакторе ввэр-440.
- •Глава 3. Предлагаемая система автоматизированного управления перегрузкой топлива.
- •2.2. Обоснование выбора элементов структуры системы
- •3.1 Повышение ядерной безопасности при перегрузке топлива.
- •Ядерная опасность яр при перегрузке.
- •Модернизация существующей системы контроля ядерной безопасности при перегрузке топлива.
- •3.3.Повышение механической безопасности при перегрузке.
- •Глава 4. Экономическая оценка целесообразности модернизации системы контроля и управления перегрузкой топлива.
- •Выводы по проделанной работе.
- •Использованная в пояснительной записке литература.
- •Тема: Модернизация устройства перегрузки ядерного топлива реактора Кольской аэс.
- •Рецензия
- •Знакомство проектантов с целью перегрузки, возможностью возникновения 5 видов опасностей и как с ними боролись при старой системе перегрузки,
- •Предложить новую структуру системы с более высокими показателями качества, удовлетворяющие современным требованиям безопасности и надёжностию
- •Введение.
- •Глава1 Существующая система перегрузки и её недостатки.
- •1.1 Цели перегрузок топлива на реакторах и их опасность на реакторах типа ввэр.
- •1.2 Конструктивные особенности перегрузки топлива реактора ввэр-440 и возникающие виды опасностей.
- •1.3 Место операции перегрузка среди других режимов работы и предъявляемые к ней требования безопасности и надёжности работы.
- •1.1 Цели перегрузок топлива на реакторах и их организация на реакторах типа ввэр.
- •1.2 Конструктивные особенности перегрузки топлива реактора ввэр-440
- •1.3 Существующая структура системы перегрузки и её недостатки.
- •Глава 3. Технические средства для защиты от пяти видов опасностей при перегрузке ядерного топлива.
- •Защита от ядерной опасности.
- •3. Вторая трудность заключается в необходимости решения одного уравнения с двумя неизвестными, которыми являются поток нейтронов и интенсивность источника фотонейтронов.
- •4. Третья трудность связана с изменением интенсивности источника нейтронов в процессе перегрузки.
- •3.2 Защита от радиационной опасности.
- •Защита от механической опасности.
- •Защита от ошибок персонала.
- •3.5. Новая система перегрузки топлива.
- •Обоснование выбора элементов структуры системы
- •Глава 4. Оценка экономичности модернизации.
- •4.1.Сокращение сроков перегрузки.
- •Сокращение затрат на ремонт и число ремонтного персонала.
- •Выводы по проделанной работе.
2.2. Обоснование выбора элементов структуры системы
Для повышения надёжности элементов системы, которая относится к категории систем важных для безопасности, нужно соблюдать последние требования ОПБ, ПБЯ и ГОСТ ы на апаратуру СКУЗ ЯР ( с 14 по 18 ).
После Чернобыльской аварии с 1986г наступила пора модернизации АЭС и аппаратуры СКУЗ второго поколения с целью повышения её надёжности .
Этот период можно условно назвать периодом ядерной безопасности АЭС третьего поколения.
В 1987г вышел новый ГОСТ-27445-87(табл.№4) с повышенными требованиями к надежности трех выше перечисленных функций ( контроля, управления и защиты), который изменился в 1997 г в сторону повышения этих требований.
Все же приведенной ниже табл.№4 можно пользоваться при учебных оценках повышения качества указанных ниже функций.
Таблица № 4
Виды функций СКУЗ ЯР |
ТСР час |
ТО час |
Q0 |
Аварийная защита |
106 |
1 |
10-6 |
Управление |
2х105 |
1 |
5х10-6 |
Системы контроля |
2х104 |
2 |
5х10-4 |
где: ТСР –средняя наработка на отказ аппаратуры;
ТО – среднее время восстановления аппаратуры;
Q0 – аварийно-опасная неготовность или
вероятность аварийно-опасного отказа,
при котором система перестает выполнять
свои функции.
Для аварийной защиты введено понятие аварийно –
безопасного отказа Q1 для одного из её каналов т.е.
вероятность ложного срабатывания одного канала, но не всей аварийной защиты. Она должна быть менее, чем 5х10-4.
Срок службы СКУЗ ЯР должен быть не менее 30 лет,
а входящих в нее приборов не менее 10 лет
Учитывая, что высокой надёжностью обладают бесконтактные микропроцессорные элементы, то все электронные схемы контроля и управления перегрузкой должны быть выполнены на этих элементах.
Особое внимание должно быть уделено автоматизированной системе контроля и управления реактивностью для дежурного физика оператора. Эти рекомендации приведены в третьей главе, посвященной ядерной безопасности при управлении перегрузкой.
3.1 Повышение ядерной безопасности при перегрузке топлива.
Необходимость повышения ядерной безопасности при модернизации вызвана несколькими причинами:
а) отсутствием аварийной защиты во всех реакторах типа ВВЭР при перегрузке, поскольку для доступа к активной зоне ЯР всегда снимается верхняя крышка ЯР с приводами стержней аварийной защиты. Эта особенность конструкции привела к многочисленным авариям, как показано в таблице № 1,
б) необходимостью контроля степени подкритичности ЯР, а не величины нейтронного потока, как это делается сейчас,
в) необходимостью разработки автоматизированной системы для контроля реактивности ЯР и введения по этому параметру сигнала на систему управления перегрузочной машины для прекращения извлечения технологического канала и ввода его в активную зону в аварийно-опасной ситуации,
г) для повышения точности вычисления реактивности необходимо повысить статистическую точность измеряемого нейтронного потока примерно в 50 раз.
Сначала рассмотрим, изменение реактивности ЯР в процессе перегрузки топлива в долях К и ЭФФ ( параграф 4 главы 1 ).