- •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.
1.3 Место операции перегрузка среди других режимов работы и предъявляемые к ней требования безопасности и надёжности работы.
На каждом энергоблоке АЭС существуют четыре основных режима работы, которые отличаются:
а) своими целями, б) степенью безопасности, в) длительностью их выполнения, г) степенью автоматизации, д) измерительной аппаратурой и е) требованиями, которые предъявляются к аппаратуре с точки зрения вероятностей Q аварийно-опасных отказов, как показано в таблице 1.
Эта таблица приведена для представления регламента работы и методов управления ЯР типа ВВЭР и она сильно отличается от ЯР типа РБМК и БН.
Значения вероятностей отказов соответствуют новым требованиям надёжности и безопасности ( 10 и 11 ).
Таблица 1.
Наименование |
Перегрузка |
Пуски |
Работа На мощности |
Остановки |
Цель работы |
Замена топлива |
Перевод ЯР на номинальный уровень мощности |
Желательно без остановок |
Только в аварийных режимах работы |
Время работы |
30 суток |
3 суток |
300 суток |
2 суток |
Управление |
Ручное |
Полуавтоматич. |
Автоматическое |
Автоматич. |
Аппаратура |
СКП |
СП и АРМ |
АРМ |
АЗ-1 |
Значение Q |
10-5 |
5х 10-6 |
5х 10-6 |
10-6 |
Эта таблица полезна для модернизации по нескольким причинам:
1.Из неё видно, что при отношении системы перегрузки к системам контроля (СКП), как это было раньше, то требования к надёжности будут в 10 раз ниже, чем если она будет выполнять и защитные действия, а по старым нормам надёжности эти требования были ещё в 10 раз ниже!
2.Старые нормы времени перегрузки ( 30 суток) должны быть сокращены в настоящее время примерно вдвое для повышения норм КИУМ к реакторам типа ВВЭР, поскольку стоимость потерь из-за недодачи электроэнергии в сеть составляет около 20 млн. рублей в сутки.
Поэтому сокращение времени перегрузки на 15 суток при модернизации дает экономию 300 млн.руб.
Ручные операции снижают надёжность работы, ухудшают ядерную безопасность и поэтому их желательно автоматизировать!
Таким образом, количественными показателем экономичности режима работы перегрузка является сокращение длительности этой операции, а показателем надёжности аппаратуры следует принять Q = 10-6 .
Автоматизация этого процесса также должна уменьшить ошибки оперативного персонала и повысить безопасность перегрузки, сократив число аварийно-опасных и безопасных отказов.
1.4 Старая структура системы перегрузки и её недостатки.
На рис.1. приведена общая структура системы перегрузки топлива, которая состоит из:
1) активной зоны ЯР (АЗ ЯР ), 2) оператора перегрузочной машины, 3) системы дистанционного телевизионного контроля за перегрузкой, состоящей из телевизионных камер (ТК) и телевизионного монитора (ТМ), 4) перегрузочной машины (ПМ) и системы дистанционного управления перегрузочной машины (СУП), 5) аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП) и
6) измерителя скорости счёта (ИСС).
Объектом перегрузки является активная зона ЯР, в которой находятся 312 неподвижных кассет с ядерным топливом и 37 подвижных кассет, предназначенных для управления и аварийной защиты ЯР. Особенность управляющих кассет заключается в том, что, в отличие от управляющих стержней ЯР типа ВВЭР-1000, они состоят из двух половин – верхней из поглотителя нейтронов и нижней из делящегося материала. В результате этого они обладают очень большой поглотительной способностью и их замена потенциально ядерно опасна.
При перегрузке все 37 этих кассет находятся внизу так, чтобы делящийся материал выходил из активной зоны, а поглотители нейтронов входили в активную зону. При этом ЯР становится подкритическим и этим по мнению физиков обеспечивается ядерная безопасность операция перегрузки.. Контроль за этой безопасностью осуществляется только счётчиками нейтронов (АКНП) и измерителем скорости счёта ( ИСС ).
ОПМ
АЗ ЯР
ТМ
ТК
СУП
ПМ
ИСС
АКНП
Рис.1. Старая структура взаимодействия элементов при перегрузке топлива.
Активная зона ЯР состоит из 312 топливных сборок (ТВС) и 37 управляющих кассет (АРК). В процессе перегрузки заменяется примерно 100 ТВС и неисправные АРК.
Система работает следующем образом:
Контроль за нейтронным потоком осуществляется системой из 6 измерительных каналов (ИК). По показаниям этих ИК и по приказу дежурного физика оператор перегрузочной машины (ОПМ) извлекает из активной зоны с помощью перегрузочной машины (ПМ) выгоревшие ТВС и заменяет их свежими ТВС.
Вся операция перегрузки делится на три этапа:
Подготовка к перегрузке механической части системы, системы телевизионного контроля, исправности СУП и аппаратуры контроля нейтронного потока,
Сам процесс перегрузки топлива и
Восстановление рабочего состояния ЯР после перегрузки.