- •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.
Знакомство проектантов с целью перегрузки, возможностью возникновения 5 видов опасностей и как с ними боролись при старой системе перегрузки,
Проанализировать недостатки старых способов борьбы с ними и предложить новые способы борьбы с опасностями.
Предложить новую структуру системы с более высокими показателями качества, удовлетворяющие современным требованиям безопасности и надёжностию
После вводной части – актуальности постановки задачи ( 1 мин.) переходим к первому этапу ( первой главе пояснительной записки) - целевым требованиям при эскизном проектировании – какие задачи были перед Вами поставлены и способы их решения, а также элементы новизны, выявленные Вами после количественных оценок.
Первая глава и первый этап знакомства проектантов Атомэнергопроекта
с целью перегрузок, их особенность на реакторах ВВЭР-440 , виды опасностей и оценка их последствий.
Суть ядерной опасности при перегрузке и трудности защиты от нее:
1.Отсутствие аварийной защиты у ВВЭР со снятием крышки,
2.Нет контроля реактивности подкритического реактора в виде прибора.
3.Контроль за нейтронным потоком не обеспечивает защиты.
4.Нет дежурного физика для контроля за этой опасностью.
Предложение новой структуры системы, описание её элементов и желаемое их взаимодействие при перегрузке.
Вторая глава. Новая структура автоматизированной системы и Количественная оценка показателей качества новой структуры элементов.
Третья глава. Экономическая оценка последствий модернизации.
Выводы о проделанной Вами лично работе.
Литература к пояснительной записке.
Введение.
Жизненный цикл АЭС состоит из трех её основных этапов: 1) создание, 2) эксплуатация и 3) вывод из эксплуатации. Длительность этих этапов, затраты на них и получаемую от них пользу раньше было трудно точно предсказать.
Поэтому назначенный срок службы эксплуатации АЭС 30 лет оказался экономически не выгодным, а очень большие затраты на вывод из эксплуатации АЭС делают этот этап в настоящее время просто нежелательным.
Как показывает опыт эксплуатации Первой в мире АЭС, она проработала
при наличии модернизации около 50 лет, а строящиеся в настоящее время за рубежом Российские АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 имеют назначенный срок службы по данным интернет 60 лет.
В связи с этим наше правительство настоятельно рекомендует проводить модернизацию АЭС, выработавших 30 лет, ещё на 15 лет, где это возможно, опираясь на безопасность и надёжность работы Российских и зарубежных АЭС.
Трудность проводящейся в настоящее время модернизации усложняется отсутствием официальных Российских государственных банков данных по безопасности и надёжности эксплуатации отечественных АЭС. Они пока только создаются, а зарубежные данные по своим технологическим и эксплуатационным данным резко отличаются от отечественных.
Эта трудность ещё усугубляется созданием после 1990г новых международных норм безопасности и повышением требований к надёжности используемого оборудования, которые все страны должны строго соблюдать.
В настоящее время все 4 энергоблока Кольской АЭС выработали 30 лет и их необходимо модернизировать при соблюдении норм безопасности и надёжности. Для проведения этой работы по Кольской АЭС назначена проектная организация « Атомэнергопроект «, которая должна закончить эту работу через три года.
Для подготовки к этой модернизации моим начальством мне предложено дать свои соображения в виде технического задания на модернизацию системы перегрузки ядерного топлива всех четырех энергоблоков Кольской АЭС.
Эту работу я выполняю в качестве дипломного проекта.
Для достижения указанной цели я изучил журналы нарушений происходившие на АЭ за прошедшие 50 лет при перегрузках ядерного топлива на Кольской АЭС и за рубежом, а также выяснил современное состояние технических систем перегрузочных машин на ВВЭР-1000.
Количественные приближенные оценки этих систем, а также макетные проработки прототипа пульта – тренажера для системы перегрузки показали недостатки нашей существующей системы и позволили мне сформулировать основные направления их модернизации.
Для устранения указанных недостатков я внес технически обоснованные предложения по способам их устранения, которые описываются в пояснительной записке к моему дипломному проекту.
В результате этого, вместо старой системы ручного управления перегрузкой без аварийной защиты, я предлагаю создать новую автоматизированную систему перегрузки с автоматической аварийной предупредительной защитой от самой опасной ядерной аварии.
В первой главе, посвященной описанию существующей системы перегрузки ядерного топлива и её недостаткам, для понимания проектантами Атомэнергопроекта важности понятия « ядерная безопасность» по сравнению с другими видами опасностей, дается её предварительная количественная оценка и рассматриваются термины, относящиеся к этому виду опасности.