- •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.
Модернизация существующей системы контроля ядерной безопасности при перегрузке топлива.
Как уже отмечалось в предыдущем параграфе, основным технологическим параметром, важным для ядерной безопасности, является подкритичность ЯР.
Однако, серийно выпускаемые приборы для контроля реактивности предназначены только для измерения реактивности критических ЯР без учёта влияния источника фотонейтронов.
Они работают от токовых, а не импульсных нейтронных детекторов и для них проблема пространственного изменения нейтронного потока не имеет такого значения, как при перегрузке топлива.
Поэтому модернизация системы контроля за ядерной безопасностью при перегрузке топлива должна осуществляться в два этапа:
1.Повышение статистической и пространственной точности контроля нейтронного потока в подкритическом ЯР, на основе которой вычисляется реактивность реактора и
2. Разработка прибора для вычисления глубокой подкритичности ЯР в процессе перегрузки.
Повышение точности контроля нейтронного потока.
В существующей в настоящее время системе контроля нейтронного потока при перегрузке (СКП) используются шесть импульсных камер деления, которые равномерно распределены вокруг активной зоны ЯР. Таким образом, частично компенсируется пространственное изменение нейтронного потока при перегрузке.
Однако статистическая погрешность зависит от частоты поступающих от камер импульсов и времени их измерения. При использовании серийно выпускаемых для АЭС вычислителей реактивности время измерения нейтронного потока должно быть меньше 1сек. Это связано с тем, что при инверсном решении уравнений кинетики реактора даже задержка времени на 1 сек приводит к ошибке вычисления реактивности в 1%.
Поэтому в таких вычислителях реактивности используются только токовые ионизационные камеры, которые из-за ограниченной чувствительности не могут применяться в подкритических ЯР.
При создании вычислителей реактивности для перегрузки ЯР в подкритическом состоянии могут применяться только импульсные нейтронные детекторы.
Из приведенных в учебном пособии ( 8 ) оценок, можно построить примерную таблицу№3 для связи измеряемой в подкритическом состоянии реактивности с измеряемым значением потока нейтронов, временем его измерения и статистической погрешностью измерения импульсными нейтронными детекторами.
Таблица 3
-
в долях
ЭФФ
Ф поток
н/ см2 сек
F частота
в имп/ сек
Т время
в сек
Погршность
в %
- 30
0,01
0,001
1000 сек
100 %
- 3,0
0,1
0,01
100 сек
100 %
Из этой таблицы видно, что использовать выпускаемые промышленностью вычислители реактивностью нельзя по следующим причинам:
1. При перегрузке ядерного топлива с изменением реактивности от -30 до -3 и малых значениях нейтронного потока частота импульсов лежит в пределах от 0,001 до 0,01 имп / сек и применять токовые ионизационные камеры нельзя,
2. При использовании импульсных нейтронных детекторов время измерения нейтронного потока очень велико ( от 1000 до 100 сек ) и при этом статистическая погрешность составляет 100%.
Эта необычная задача была решена в 2002г в Обнинском Университете Атомной Энергетике профессором В.В.Королёвым и дипломником А.А.Кудряевым на кафедре АКиД и ими был получен патент на имя Университета Атомной Энергетики.
При модернизации систем перегрузки АЭС с ЯР типа ВВЭР на основе этого патента может быть разработана автоматизированная система контроля за реактивностью и защиты процесса перегрузки с помощью перегрузочной машины.