- •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.
Глава1 Существующая система перегрузки и её недостатки.
Поскольку система перегрузки состоит из нескольких взаимодействующих между собой элементов - (активной зоны реактора, телевизионной системы дистанционного контроля за перегрузкой, электрической системы управления перегрузочной машиной, механической части перегрузочной машины, системы контроля нейтронного потока и оператора перегрузочной машины), то в дальнейшем эту систему я буду кратко называть « Система Перегрузки « или СП.
Поскольку в настоящее время главным показателем качества работы АЭС является радиологическая безопасность, т.е. совокупность ядерной опасности с радиационной, то там, где имеются в виду обе этих опасности, я буду кратко называть их одним словом – безопасность.
В тех же случаях, когда речь идёт конкретно о ядерной безопасности, я буду для краткости называть её термином ЯБ.
Большинство описываемых ниже недостатков СП были заложены ещё на стадии её проектирования. Они связаны с особенностями конструкции реактора ВВЭР-440 и существовавшими в то время ошибочными представлениями о ядерной опасности, а также вызваны низкой надёжностью
системы дистанционного телевизионного контроля, релейной системы управления перегрузочной машины и ламповой аппаратуры АКНП первого поколения.
Ниже обсуждается цель перегрузки ядерного топлива, особенности её реализации на ядерном реакторе (ЯР) типа ВВЭР-440, а также имевшие место нарушения и аварии при перегрузках.
На основе этого анализа мною сформулированы 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.
Согласно этим рекомендациям во второй главе предлагаются методы их осуществления, а в третьей главе предлагаются технические средства реализации этих методов.
1.1 Цели перегрузок топлива на реакторах и их опасность на реакторах типа ввэр.
Существует два вида работы с топливом:
1.Первичная загрузка нового топлива сроком на 3- 4 года и
2.Ежегодная частичная перегрузка выгоревшего топлива .
Обе операции существенно различаются по методам работы и используемой при этом аппаратуры для различных типов ЯР.
В процессе работы реактора около 300 суток на номинальной мощности уран -235 выгорает и в топливе накапливается много поглотителей нейтронов, которые снижают реактивность ЯР и требуют обновления топлива. Такой процесс осуществляется на всех ЯР и он коротко называется ПЕРЕГРУЗКА.
Таким образом, главной целью операции перегрузка является замена выгоревших рабочих каналов новыми, а также замена неисправных управляющих стержней и кассет новыми.
От выбора системы перегрузки зависят безопасность проводимой работы и её экономичность, связанная с вынужденными простоями и недодачей электроэнергии в сеть.
Это все должно учитываться при проектировании новых энергоблоков, а при модернизации старых приходится исходить из старой конструкции ЯР и существовавших в прошлые годы представлениях о безопасности проводимых работ.
Сначала я рассмотрю конструктивные особенности ЯР типа ВВЭР и присущие этому типу ЯР ядерные и радиационные опасности, которые подтвердились на практике, а затем опишу методы и технические средства СП, важные для модернизации.