- •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.
Состояния и виды отказов, важных для безопасности ( свб)
1. Логическое состояние »0» - аварийно-опасное с вероятностью Q0 (t)
2. Логическое состояние »1» - аварийно-безопасное с вероятностью Q1 (t)
3. Логическое состояние »2» - нормальное с вероятностью Р(t)
Согласно теории вероятности их сумма всегда равна Р(t) + Q1 (t) + Q0 (t) =1.
Поэтому для решения задач с отказами СВБ всегда нужно использовать трехзначную логику, а для СНВБ – только двухзначную.
Поскольку по данной классификации СКУЗ ЯР относятся к СВБ, то нужно пользоваться только трехзначной логикой.
Согласно второму принципу не нужно задавать вид аварийно-опасного состояния САР, а необходимо анализировать вероятности всех аварийно-опасных случаев и проектировать систему с наименьшей вероятностью аварийно-опасных отказов.
Согласно третьему принципу для предупреждения возможных аварий нужно ввести серию автоматических ( динамических) барьеров на пути развития наиболее вероятных аварийно-опасных отказов.
Согласно четвертому принципу ответственность за количественные оценки возлагается на заводы-изготовители отдельных элементов, а за структурные расчёты – на проектантов.
Количественные требования к готовности всей САР ЯР приведены в таблице 2.
Таблица 2
-
Выполняемая функция
ТСР не менее
ТВ не более
Защита
106 час
1 часа
Управление
2х105 час
1 часа
Сигнализация
2х105 час
1 часа
Измерение, индикация
и регистрация
5х104 час
2 часа
Вычисления, не связанные
с предыдущими функциями
2х104 час
4 часа
В этом ГОСТе Впервые определены требования к частоте ложного срабатывания аварийной защиты не более 4х10-4 1/час. За год непрерывной работы 7000 час это составит 3 срабатывания в год.
4. Изменились требования надёжности, предъявляемые к функциям скуз яр аэс Четвертого поколения.
Поскольку СКУЗ ЯР относится к системам, важным для безопасности: класс 2У по НП-001-97, то к её функциям предъявляются следующие требования:
По функциям контроля, индикации и регистрации частота отказов должна быть не более 2х10-5 1/час;
По функциям управления и ПЗ– вероятность не выполнения функции на требование ( вероятность аварийно-опасного отказа) не более 10-5 ;
По функциям АЗ – вероятность невыполнения функции на требование или вероятность аварийно-опасного отказа не более 5х10-7 !
Отказом по функциям АЗ и ПЗ считается невыдача команды на срабатывание их при наличии требования на срабатывание (аварийно-опасный отказ ).
Частота ложных срабатываний по функциям АЗ и ПЗ не должна превышать 1раза за 10 лет для одного трехканального комплекта с логикой 2из3.
Как видно из сравнения с ГОСТ 27445-87 требования надёжности к СКУЗ ЯР четвертого поколения выше, чем для третьего поколения !
Теперь после изложения принципов и методов их реализации я перейду к новому методу проектирования технических средств перегрузки ЯР, частным случаем которых является система перегрузки ЯР типа ВВЭР- 440.
Системный подход к проектированию и эксплуатации СУЗ ЯР.
Итак, главная цель Системного Подхода (СП) заключается в том, чтобы целенаправленно, количественно в короткие сроки оценить все возможные варианты будущего проекта и выбрать из них тот, который потребует минимальных исправлений и денежных потерь!
Ниже перечислены основные этапы этого нового похода, который в настоящее время обязателен для проектантов АЭС.
Цели создания любой системы с количественными показателями её
качества ( раньше этого не было),
Принципы или направления достижения этих целей,
Методы или способы реализации выше указанных принципов,
Количественные оценки способов для выбора оптимального варианта ,
Технические средства для их реализации,
Эксплуатационная оценка реального достижения целей.
Всеми этими этапами нужно управлять.
Единое управление ядерной безопасностью нужно потому, что к проектированию и эксплуатации нужно подходить как к единой системе, а проектирование, как синтез системы, не является законченным этапом до подтверждения полученных данных на практике.
Краткая сравнительная характеристика старого и нового подходов к ЯБ приведена в таблице № 3.
Таблица №3
Показатели |
Старый подход |
Новый подход |
Главная опасность |
Все виды опасности равны |
Приоритет Ядерной Опасности |
Контроль за опасностью |
Только государственный
|
Государственный и международный ( МАГАТЭ) |
Системный подход |
Отсутствовал |
Вводится как Обязательный |
Технические средства |
Без выделения влияния на ЯБ |
Выделяются по отношению к влиянию на ЯБ. |
Виды аварий |
Засекречены |
Публикуются |
Количественные оценки Безопасности ( ВАБ ) |
Только детерминированная |
Детерминированная и вероятностная ( ВАБ) |
Цели инспекции энергоблоков |
Определение причин и Последствия нарушений |
Предупреждение нарушений и аварий ( главная цель ) |
Учёт Человеческого Фактора при нарушениях и авариях |
Отсутствовал |
Внедряется во всех странах |
Функции инспекций АЭС
|
Контроль за качеством |
Управление качеством работы энергоблока
|
После формулировки приоритета внимания к ядерным авариям, самым опасным по последствиям, в 1990г МАГАТЭ опубликовало классификацию нарушений и аварий на ЯР с точки зрения выделения радиоактивных продуктов распада ( РПР) цепной реакции ЯР в окружающую среду.
Эта классификация позволяет формулировать Принципы ( направления обращения главного внимания при проектировании новых АЭС 21 века ). Методы – способы достижения этих принципов и технические средства для их реализации.
Классификация аварий и нарушений.
Поэтому с 1990 г МАГАТЭ ввело новую классификацию аварий, которая по Международной шкале “ I N E S “ ( International classification of modes states NPP ) требует делить все происходящие на АЭС случаи на семь классов или СОСТОЯНИЙ РЕАКТОРА АЭС,
Эта классификация была опубликована вначале для обсуждения в журнале
« Атомная техника за рубежом « №2, 1989 г, а с 1990г введена в России.
Ниже излагается её английская версия, а затем каждая страна дала свои “ клички “ этим классам состояний.
В таблице №4 приведена первоначальная международная классификация, а рядом с номером класса дана их русская трактовка.
Классы с 0 до 3 по - русски называются НАРУШЕНИЯМИ , а по – английски ИНЦИДЕНТАМИ, а классы с 4 по 7 - настоящими АВАРИЯМИ !
1 .INCIDENTS или по - русски НАРУШЕНИЯ означают, что о них не нужно сообщать в печати, а нужно учиться их предупреждать!
2 . ACCIDENTS или АВАРИИ требуют немедленного сообщения
в печати с обсуждением причин и наказанием виновных !
Поэтому все проектанты и эксплуатационники должны знать эту классификацию.
Таблица № 4
Класс - Сост.ЯР |
КРИТЕРИИ КЛАССИФИФИКАЦИИ Ядерной Опасности |
РПР |
|
|
7 -ЗПА |
Типа Чернобыльской носит международный характер |
|
|
|
6- ЗПА |
Типа американской носит государственный характер |
|
|
|
5- ПА |
Облучение населения за пределами АЭС |
|
|
|
4- ПА |
Облучение персонала в пределах АЭС |
|
|
|
3 -НР |
Отказ любого Физического Барьера Безопасности |
|
|
|
2- НР |
Отказы любых элементов Систем Безопасности |
|
|
|
1- ОП |
Отклонения технологических параметров выше уставок, которые приводят к снижению мощности ЯР предупредительной защитой ПЗ-1. |
|
|
|
0- Отказы |
Ошибки персонала или отказы оборудования, не влияющие на ЯБ. |
|
,
|
|
|
|
|
|
|
Условные обозначения в таблице :
ЗПА – Запроектная авария, от которой проектом не предусмотрена защита,
ПА - Проектная авария , от которой проектантами предусмотрена защита.
НР – Нарушения работы, которые не требуют публикации в печати.
ОП- Отклонения параметров, которые привели к снижению мощности ЯР
О - Отказы приборов или оборудования, не влияющих на ЯБ.
На основе этой классификации я должен исследовать виды аварий,
которые произошли на подкритических реакторах в мире за последние 50 лет при перегрузках ядерного топлива и предусмотреть защиту от них.
При проектировании перегрузочной машины для Кольской АЭС в 1960г проектантам этой машины и её системы управления было сказано, что в подкритических реакторах ядерных аварий вообще не может быть.
Поэтому единственная опасность считалась механической и задача проектантов заключалась в том, чтобы создать надежную перегрузочную машину с ручным управлением оператором перегрузочной машины.
Для дистанционного контроля за этим процессом предусматривалась промышленная телевизионная система.