- •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.
Использованная в пояснительной записке литература.
1. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Учебное пособие под редакцией С.П. Соловьева. Обнинск, ИАТЭ, 1992.
2.Общие положения по обеспечению безопасности атомных станций ОПБ-88/ 97. Госатомнадзор РоссииюМ. 1997г.
3.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АЭС-89 ПНАЭГ 1- 024 -90.М.1990г
4.Овчинников Ф.Я. , Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М. : Энергоатомиздат, 1988.
5.Афров А.М., Андрушечко С.А., Украинцев В.Ф. и др. ВВЭР-1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. -М.: Логос, 2006.
6.Кипин Д. Физические основы кинетики ядерных реакторов.- М. : Атомиздат, 1967.
7. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов.-М.:Атомиздат,1975.
8. Королев В.В.Новые методы безопасного управления реакторами. Обнинск, ИАТЭ, 2008.
9. Королёв В.В., Кудряев А.А. Цифровой реактиметр. Патент на изобретение. № 2195029 .Патентообладатель Обнинский институт атомной энергетики. 2003 г.
10.. Системы контроля и управления, важные для безопасности АЭС. Международный стандарт МЭК 61513.М.2003.
11.Системы контрольно-измерительных приборов управления, связанные с обеспечением безопасности АЭС. Серия по безопасности № 50-SG-D8. МАГАТЭ. Вена. 1985.
12. Трофимов А.И. Приборы и системы контроля ядерных энергетических установок.- М. : Энергоатомиздат, 1999.
13 Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования. ГОСТ 27445-87. М. Изд.стандартов. 1988.
14.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97.Госатомнадзор России.М.1997.
15.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89 ПНАЭГ 1-024-90. М.1990.
16.Надёжность в технике. Основные понятия, термины и определения. ГОСТ 27.002- 89. М. Изд.стандартов. 1990.
17, Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования..
ГОСТ 27445-87. М. Изд.стандартов. 1988.
18. Системы контроля и управления ядерными реакторами.
ГОСТ 17605-72 и ГОСТ 17606-78. М.Изд.стандартов.1978.
19.Пятак О., Цыб А. Чернобыль: радиация и здоровье.Правда,29 мая 1989г
Плакаты к докладу для защиты дипломного проекта.
Плакат №1. На нём должна быть изображена фотография перегрузочной машины или в крайнем случае активная зона.
По этому плакату нужно подчеркнуть главные механические задачи перегрузки и суть механической опасности.
Плакат 2. Это старая структура взаимодействия всех элементов при перегрузке и ответственность, которая лежит на ОПМ.
Плакат 3. Новая структура, по которой нужно рассказать о сути повышения организационных и технических предложений для повышения ядерной безопасности, а также о предупреждении аварий путём автоматического ввода рабочих каналов от реактиметра.
Плакат 4.Графическое изображение изменения реактивности при перегрузке в функции изменения числа рабочих каналов и его изменение при изменении мощности источника фотонейтронов и влияние точности измерения нейтронного потока за счёт плохой статистики и расположения перегружаемых каналов относительно нейтронных детекторов.
Пример доклада на защите ( на 10 мин ).
Тема моего дипломного проекта « Модернизация системы перегрузки ядерного топлива Кольской АЭС» посвящена разработке эскизного проекта на модернизацию системы перегрузки, которая была разработана в 1960г и проработала на Кольской АЭС уже 35 лет.
Поскольку срок службы энергоблоков АЭС уже закончился и он должен быть продлен ещё на ближайшие 15 лет, то руководством АЭС передо мною была поставлена задача – дать свои предложения для проектной организации по улучшению качества работы существующей системы перегрузки.
Одновременно с этим моим руководителем дипломного проекта была поставлена задача – изложить текст пояснительной записки в таком виде, чтобы его можно было использовать в учебном процессе по курсу СУЗ АЭС для знакомства студентов с реальным процессом модернизации устаревших систем СУЗ ЯР на АЭС.
Для решения этих задач я проанализировал опыт эксплуатации существующей системы перегрузки и причины нарушений и аварий, происходившие на аналогичных реакторах в СССР и за рубежом за прошедшие 30 лет с целью выявления недостатков, которые необходимо устранить при модернизации.
В результате этого анализа выявилось три главных направления модернизации существующей системы:
а) Повышение ядерной безопасности при работе,
б) Уменьшение механической опасности повреждения активной зоны при перегрузке и
в) Снижение ошибок человеческого фактора при перегрузках.
Для повышения ядерной безопасности, которой в настоящее время отдается приоритет при модернизациях систем, важных для безопасности, я предложил организационные и технические изменения.
Организационные изменения заключаются в разделении функций при перегрузке между дежурным физиком реактора и оператором перегрузочной машины.
Теперь ответственность за ядерную безопасность возлагается на дежурного физика реактора, который должен находиться в кабине оператора перегрузочной машины, а ответственность за механическую опасность- на оператора ПМ.
8.Технические изменения для повышения ядерной безопасности сводятся к созданию автоматизированной системы контроля за реактивностью и предупреждению аварий путем автоматической подачи сигнала на систему управления перегрузочной машины для ввода в активную зону выгружаемого технического канала.
Одновременно с этим проектантам предлагается заменить устаревшее ламповое оборудование микропроцессорным более высокой надёжности.
9. Для повышения механической безопасности предложено заменить телевизионную приемо-передающую систему новой, недавно разработанной Питерской фирмой для перегрузочных машин АЭС четвертого поколения.
10. Для уменьшения ошибок персонала при перегрузке рекомендуется повысить квалификацию механиков перегрузочных машин физическими знаниями по перегрузке и использовать предварительный тренаж дежурного физика и оператора перегрузочной машины перед каждой перегрузкой.
На выполнение всех этих работ потребуется около трех лет модернизации.
Выводы: 1. Поставленная передо мною руководителем задача эскизного проектирования выполнена, а реальная модернизация будет осуществлена в ближайшие 3 года.
2.Результаты дипломной работы полезны для:
а) меня –механика, который получил в ОИАТЭ полезные для работы знания,
б) для проектантов по модернизации устаревшей системы перегрузки и
в) для студентов, которые будут изучать методы модернизации
устаревших СУЗ ЯР АЭС на конкретных примерах.
В заключение благодарю руководителя дипломного проекта ,
рецензента и комиссию за интерес к работе .
Доклад окончен и необходимо выслушать вопросы и дать на них ответы.
Отзыв
на дипломный проект студента Запольного Тимофея Петровича
Обнинского института Атомной Энергетики
Филиала национального исследовательского ядерного университета МИФИ
Кафедра ²Автоматики, контроля и диагностики ЯЭУ²
по специальности: Электроника и автоматика физических установок
ЯЭУ заочного отделения группы Э и А – 04.