- •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.
Недостатки этой системы :
Одним из существенных недостатков того времени было отсутствие комплексного – системного подхода к проектированию, изготовлению и эксплуатации таких ядерно опасных систем: а) приоритет не отдавался ядерной опасности и количественной оценке остальным видам опасности, б) изготовление отдельных элементов системы осуществлялось различными организациями, которые не представляли себе последствий отказов своих элементов, а опытом их эксплуатации вообще никто не интересовался,
Основное внимание уделялось конструкции перегрузочной машины, а не удобству и механической опасности её обслуживания. В результате этого телевизионные камеры теряли свои свойства под облучением и работать приходилось почти вслепую,
Оператор перегрузочной машины не понимал ядерной опасности проводимых работ, а контроль за нейтронным потоком не отражал степени её опасности.
В результате этого как в СССР, так и за рубежом происходили ядерные и радиационные аварии во время перегрузок топлива. Ниже, в таблице №1 приведены собранные мною нарушения и аварии, на основании которых я ниже обосновываю требования к головной проектной организации для уменьшения различных видов опасностей и предлагаю конкретные меры для их реализации.
1.5 Современные требования к безопасности аэс и надёжности аппаратуры суз аэс Новые принципы обеспечения яб на аэс.
Рассмотрим вначале принципы или законы, которые никому в мире нельзя нарушать, а затем методы или способы их достижения.
Первым принципом нового подхода было решено выделить из всех видов опасностей на АЭС в первую очередь Ядерную Опасность (ЯО) и на ней сосредоточить главное внимание!
Ядерная опасность может быть двух видов: 1) ядерная авария и 2) аварийная ситуация.
Здесь нужно сначала сформулировать понятие ядерной аварии, которое изложено в Правилах ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89 ПНАЭГ 1-024-90. М.1990:
Под ядерной аварией (ЯА) понимают аварии, связанные с повреждением твэлов, которые превышают установленные пределы безопасной эксплуатации и / или облучением персонала выше норм, допустимых для нормальной эксплуатации.
Они возникают при:
1) нарушении правил контроля и управления цепной реакцией,
2) образовании локальной критичности при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива и
3) нарушении теплоотвода от твэлов, а также из-за их дефектов при изготовлении или в процессе эксплуатации.
Под аварийной ситуацией (АС) понимают такое состояние ЯР, которое при нарушении пределов или условий безопасной эксплуатации не перешло в ЯА. Это состояние относится к Нарушениям нормальных условий эксплуатации и оно в отличие от ядерной аварии не требует полной остановки ЯР.
Вторым принципом явилось требование замены старого «детерминированного подхода к проектным авариям», когда вид аварии задавался проектантам, новым логико-Вероятностным Анализом Безопасности (ВАБ), при котором оценивались бы все возможные виды аварий и защита от них выбиралась после их сравнительной количественной оценки.
При старом подходе проектантам задавался вид возможной аварии и предлагалось разработать методы защиты только от него. Он не учитывал ошибок специалистов ( Человеческого Фактора).
Практика аварий показала, что при старом подходе основное внимание уделялось прочности и надёжности механических конструкций, а 86% реальных аварий были связаны с ошибками специалистов на всех этапах жизненного цикла АЭС.
Третьим важным принципом был переход от контроля за авариями и их последствиями к предупреждению аварий и управлению этим процессом на всех этапах жизненного цикла АЭС, включая её создание, эксплуатацию и вывод из эксплуатации.
Четвертым принципом явился отказ от «коллективной безответственности» и переход к персональной ответственности за любую выполняемую работу, который назвали « Культура Безопасности « (КБ ).
Пятым важным принципом явилась разработка количественных методов оценки ЯО, которые вызвали наибольшие возражения из-за отсутствия исходных данных надёжности оборудования и персонала АЭС.
Однако за последние 20 лет эти трудности были преодолены и принципы нового подхода к ЯБ начали внедряться в жизнь.
Таблица №2.
Принципы |
Старые |
Новые |
Виды опасности |
Все равны |
Приоритет Ядерной Безопасности |
Виды аварий |
Задавались |
По количественным Оценкам ВАБ |
Отношение к авариям |
Контроль за последствиями |
Предупреждение аварий |
Ответственность За ЯБ |
Коллективная |
Персональная |
Колич.оценки ЯБ |
Отсутствовали |
Обязательны |
Кратко эти принципы перечислены в виде таблицы № 2.
Как и всякие новинки, эти принципы вызывают раздражение у тех специалистов, которые привыкли совершать ошибки и ни за что не отвечать!
Однако теперь контроль за « Культурой Безопасности « должны осуществлять не только государства, но и специальные комиссии надзора МАГАТЭ.
После перечисления этих принципов, нужно перейти к Методам или способам их технической реализации на практике.
Для реализации этих принципов МАГАТЭ совместно с органами Госатомнадзора были разработаны методы их внедрения в практику Общих Положений по Безопасности (ОПБ), Правил Ядерной Безопасности (ПБЯ) и ГОСТов.
Методы реализации этих принципов.
Согласно первому принципу все технические системы на энергоблоке по отношению к ЯБ теперь классифицируются на 2 группы:
1.Системы Важные для Безопасности (СВБ) и Системы, влияющие на Безопасность,
2.Системы, Не Влияющие на Безопасность (СНВБ).
Эта классификация важна для количественной оценки вероятностей отказов.