- •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.
Обнинский институт Атомной Энергетики
Филиал национального исследовательского ядерного университета МИФИ
Кафедра ²Автоматики, контроля и диагностики ЯЭУ²
Дипломный проект
Модернизация устройства перегрузки
реактора Кольской АЭС
Дипломник группы КИП - 03 ……………. Запольнов Т.П.
Руководитель …………….. профессор, к.т.н. Королёв В.В.
Рецензент …………….. профессор, д.т.н. Арнольдов М.Н.
Дипломную работу (проект) к защите допустить Заведующий кафедрой ………….... Академик, д.Т.Н. Трофимов а.И.
«____»_________ 2010 г.
ВВЕДЕНИЕ…........…......................................................... 4
Глава 1 Существующая система перегрузки топлива и
её недостатки ..................................................................... 6
Цели перегрузки топлива и структура системы для
её реализации..................................................................6
Конструктивные особенности реакторов типа ВВЭР и
возникающие виды опасностей ...................... 7
1.3 Оценка степени ядерной и радиационной опасности
1.4 Причины ядерной опасности и способы её уменьшения 17
1.5 Радиационная опасность при перегрузке..................... 25
1.6 Механическая опасность при перегрузке……..............
1.7 Ошибки персонала при перегрузке ..............
1. 8 Отказы приборов и оборудования при перегрузке
Глава 2. Предлагаемая система автоматизированного
управления перегрузкой топлива………………............... 23
2.1 Выбор структурной схемы системы ............................ 23
2.2 Обоснование выбора элементов системы .................. 24
Глава 3. Обеспечение ядерной безопасности
при перегрузке топлива…….................................... 30
3.1.Повышение точности измерения и надёжности
контроля нейтронного потока………………………… 32
3.2 Обоснование выбора технических средств контроля… 40
Глава 4. Повышение механической безопасности
перегрузки …............................................................... 45
4.1 Механическая система управления перегрузкой……
4.2. Телевизионная система контроля.................................
4.3.Разработка пульта системы управления …………… 55
Глава 5 Информационная защита при перегрузке…………......59
Глава 6. Экономичность автоматизированной системы
управления перегрузкой 60...............................................
ЗАКЛЮЧЕНИЕ…..........................................................………... 62
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ….…………………………………………......... 63
ПРИЛОЖЕНИЯ…..........................................................………… 64
Введение.
Кольская АЭС с четырьмя энергоблоками реакторов ВВЭР-440 последовательно вводилась в эксплуатацию с 1973г по 1984г и хорошо зарекомендовала себя в работе. Однако её первый энергоблок уже проработал 36 лет и исчерпал свой ресурс работы. В настоящее время ставится задача продления срока службы первого и всех остальных её энергоблоков.
Для этой цели необходимо проанализировать состояние всех подсистем энергоблока в первую очередь с точки зрения повышения их ядерной безопасности. К таким подсистемам, в частности, относится и подсистема перегрузки ядерного топлива, на которой я работаю в качестве оператора перегрузочной машины.
Разработка генерального проекта модернизации Кольской АЭС поручена институту Атомэнергопроект. Мне руководством Кольской АЭС предложено дать свои предложения по модернизации системы управления перегрузочной машиной с учётом моего опыта работы на четырех блоках нашей АЭС, а также опыта эксплуатации аналогичных систем в России и за рубежом.
Поэтому руководителем моего дипломного проекта передо мною была поставлена задача – выполнить его таким образом, чтобы результаты этой работы можно было использовать для выдачи технического задания проектантам по модернизации системы, а также для обучения студентов по курсу « СУЗ АЭС «.
В результате этого цель моего дипломного проекта заключается в разработке методов повышения безопасности и надёжности работы системы управления перегрузкой топлива на реакторах типа ВВЭР с учётом новых требований по безопасности и надёжности, разработанных в последние годы.
В связи с этим в дипломном проекте я должен решить следующие задачи :
1. На основе моего опыта работы, знаний, полученных в Университете, и собранной литературы по теме перегрузка топлива, я должен сформулировать желаемые показатели качества модернизируемой системы перегрузки ядерного топлива,
2. Показать её ядерную и другие виды опасностей, которые возникают при перегрузке, изучить причины и последствия аварий и нарушений, которые происходили в мире и сформулировать направления работ по модернизации системы перегрузки топлива для Кольской АЭС,
3. Предложить способы реализации этих направлений и структуру построения новой автоматизированной системы управления перегрузкой,
4. Сделать необходимые оценки, подтверждающие целесообразность такой модернизации.
Для решения этих задач я изучил по лекциям СУЗ новые требования по безопасности, которые введены МАГАТЭ за последние годы, проанализировал причины и последствия аварий, произошедших в мире на перегрузочных машинах и предложил перейти от существующей электронной системы контроля перегрузки ( СКП ) с ручной системой управления без аварийной защиты к автоматизированной системе управления всем процессом перегрузки с автоматической предупредительной защитой от ошибок оператора.
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 безопасного 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.