- •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.
Выводы по проделанной работе.
1. Мною была изучена предложенная руководителем обширная техническая литература по опыту эксплуатации систем перегрузок топлива и имевшимся авариям в России и за рубежом.
2. На основе этого опыта мною были проанализированы недостатки существующей структуры системы перегрузки топлива и были выделены пять видов опасностей, которые приводили к авариям и опасным инцидентам.
3. Были разработаны способы предупреждения этого вида опасностей и технические средства для их реализации.
4. В результате такого анализа была предложена новая структура автоматизированной системы управления перегрузкой топлива с автоматическим предупреждением аварийных инцидентов путем прекращения извлечения рабочих каналов и вводом их в активную зону по сигналам от компьютерного вычислителя реактивности.
5. Был изготовлен макет прототипа пульта новой системы, который может выполнять две функции: а) Управления перегрузочной машиной и б) Тренажёра перед перегрузкой.
6. Проведена экономическая оценка преимуществ модернизации, которая показывает, что затраты на неё значительно перекрываются повышением экономичности и безопасности работы АЭС.
Существующая система перегрузки создавалась в 1960г на основе старых положений по ядерной безопасности АЭС и низкой надёжности всех элементов системы перегрузки.
Поэтому в первой главе при анализе недостатков существующей системы я вначале анализирую физические, механические и информационные виды опасностей, характерные для системы перегрузки этого вида реактора.
Во второй главе я предлагаю и обосновываю различные методы предупреждения опасностей, описанных в первой главе, поскольку полная защита от них невозможна.
В третьей главе я предлагаю технические и организационные средства для реализации методов, описанных во второй главе, которые выливаются в новую автоматизированную систему управления перегрузкой с автоматической предупредительной защитой от ядерных аварий.
Для демонстрации возможности реализации описанных идей я разработал макет будущего пульта управления перегрузкой, который в настоящее время используется в качестве тренажера на Кольской АЭС. Его фотография приводится в пояснительной записке.
Разработанная мною автоматизированная система управления перегрузкой повысит ядерную безопасность этого процесса и позволит сократить сроки его выполнения в будущем.
Технически это можно осуществить на основе разработанных в последние годы методов безопасного управления реакторами типа ВВЭР, использования элементов микропроцессорной техники и новых систем промышленного телевизионного контроля за процессом перегрузки.