2.4 Информационные опасности при перегрузке.
Под информационной опасностью ниже понимается искажение любых сведений, получаемых оператором перегрузочной машины в процессе работы.
Таким искажениями в первую очередь являются:
1.Ошибочный выбор канала при перегрузке под водой и плохой видимостью затемненной от облучения передающей телевизионной камеры.
2. Низкая статистическая точность измерения нейтронного потока, который изменяется не только по величине, но и в пространстве в процессе перегрузки. От точности этих измерений зависит точность вычисляемой реактивности и степень опасности проводимых работ.
3. Плохая связь с физиками в процессе перегрузки также может привести к ошибочным действиям оператора перегрузочной машины с тяжелыми последствиями.
Поэтому в процессе модернизации необходимо предусмотреть возможности предупреждения ошибок оператора из-за этих опасностей.
2.5 Аварийно-опасные отказы элементов системы перегрузки. Предлагаемые методы повышения безопасности при перегрузке топлива на реакторе ввэр-440.
1.Первым принципиальным недостатком этой структуры является её потенциальная ядерная опасность, связанная с:
а) Предположением физиков, что подкритический ЯР во время перегрузки не может стать надкритическим, как это было в 1961г в США,
б) При этом предположении главной функцией ОПМ является управление механическими операциями перегрузки и контроль за её механической безопасностью,
в) Контроль за нейтронным потоком и скоростью его изменения
является как бы второстепенной функцией контроля ядерной
опасности и в этом случае ОПМ должен прекратить
перегрузку,
г) Достоверность измерения нейтронного потока в глубоко подкритическом ЯР мала и она не гарантирует индикацию степени ядерной опасности.
д) Реальной же индикацией степени ядерной опасности является не поток нейтронов, а реактивность ЯР, которая в этой системе контроля не вычисляется и не представляется ОПМ.
2. Вторым недостатком является совмещение функции механика перегрузочной машины с функцией физика, который должен следить за ядерной безопасностью процесса перегрузки.
3. Третьим недостатком является отсутствие автоматической защиты в случае ядерной опасности.
4. При выполнении старого проекта в то время, когда создавалась эта система, не было обязательных принципов системного подхода. В новом проекте модернизации этот принцип нужно соблюдать.
Глава 3. Предлагаемая система автоматизированного управления перегрузкой топлива.
При выполнении проекта модернизации я буду следовать системному подходу ( 8 ), который требует количественных обоснований при выборе структуры, её элементов и их технической реализации.
Целями управляемой системы перегрузки являются :
1.Ядерная безопасность с вероятностью аварии менее 10-6 , которую требуют Российские и международные нормы –
( 2,3.10.11 ).
2. Сокращение времени перегрузки с 30 суток до 15 суток для
повышения КИУМ с 70% до 90%.
Выбор структуры системы должен быть связан с этими целями модернизации и уменьшением вероятности всех пяти видов опасностей, указанных выше в первой главе.
Выбор структуры системы.
Выбор структуры должен начинаться с поставленных целей и предусматривать устранение указанных выше недостатков.
Поэтому для устранения первого существенного недостатка - совмещение функций механика перегрузочной машины с функцией физика, контролирующего ядерную безопасность, я предлагаю на пульте оператора предусмотреть два рабочих места:
1.Первое место – дежурного физика реактора, который должен следить за реактивностью реактора и отвечать за ядерную безопасность проводимых работ .
2. Второе рабочее место – механика оператора перегрузочной машины должно быть посвящено только механической безопасности в нормальных условиях эксплуатации и предупредительной защите в аварийно опасных условиях.
Однако оба этих места должны находиться в одной кабине для взаимного контроля за правильностью выполнения всех работ и предупреждения перечисленных выше опасностей.
Технические элементы этой структуры должны обладать высокой надёжностью и готовностью выполнять свои функции.
На рис.2 приведена такая структура взаимодействия двух выше указанных рабочих мест с необходимыми элементами контроля и управления.
Первое рабочее
место физика
ДФР
МР
ВР
АКНП
АЗ
ЯР
ОПМ
СУП
ПМ
ВМ
ТК
Второе рабочее
место ОПМ
Рис.2 Предлагаемая автоматизированная система перегрузки ЯР.
Структура состоит из двух рабочих мест: 1) дежурного физика реактора (ДФР) и 2) оператора перегрузочной машины (ОПМ).
ДФР получает рабочую информацию о физическом состоянии ЯР от аппаратуры контроля нейтронного потока ( АКНП) через вычислитель реактивности (ВР) и монитор реактивности (МР).
Эта же информация от монитора наблюдается оператором перегрузочной машины для контроля реактивности перемещаемых рабочих каналов.
Однако основная информация о положении рабочих кассет относительно каналов активной зоны поступает к ОПМ от телевизионных камер (ТК) и видеомонитора ВМ.
Управление перегрузочной машиной осуществляется через систему управления перегрузочной машиной (СУП) и дистанционно управляемый кран перегрузочной машины ( ПМ ).