1. Первым вопросом к билету является отчёт по уир на дискете.
2. Вторым вопросом является проверка Вашей тетради с ответами и
3.В данном семестре, как и в предыдущем, в процессе изучения темы на компьютере, конспектируйте ответы на поставленные вопросы кратко. Они же входят в билеты для коллоквиума по теме! Пользоваться тетрадью при подготовке по билету разрешается, но не компьютером.
Общим девизом 10 семестра может служить название : Методы и аппаратура для повышения безопасности и экономичности ядерно-опасных режимов (яор) эксплуатации яр аэс.
Ядерно-опасными считаются все работы, проводимые с системами и их элементами, важными для безопасности, которые связаны с выводом в ремонт ЯР и на перегрузку его ядерного горючего, пуском его в эксплуатацию, а также остановки ЯР в нормальных и предаварийных условиях эксплуатации.
Такие режимы требуют ответственного принятия решений с применением персонального компьютера, т.е. автоматизированного управления. При решении таких задач полезны кибернетические методы предупредительного анализа надёжности и управления, которые рассматривались в четвертой теме.
Все ЯОР должны проводиться по специальной технической программе, утвержденной руководством АС и под их контролем.
Эта программа должна содержать: 1) цель работ, 2) перечень ЯОР, 3) технические и организационные меры по обеспечению ЯБ и 4) назначение ответственного за проведение ЯОР.
В качестве примера можно привести операцию Перегрузка ЯР.
Особенность ЯР типа ВВЭР заключается в том, что перегрузка проводится на остановленном ЯР. Подкритичность ЯР при проведении ЯОР должна быть не менее - 2% КЭФФ ( или правильнее -3β ) для состояния активной зоны с максимальным начальным КЭФФ = 1,24! Взрыв происходит при КЭФФ = 1,007. Поэтому избыточная реактивность КЭФФ = 1,24 должна быть скомпенсирована поглотителями нейтронов и поддерживаться не более КЭФФ = 0,98 до конца Перегрузки.
С точки зрения обеспечения ядерной безопасности необходимо поддерживать подкритическое безопасное состояние ЯР, которое из за недостаточных физических знаний может привести к разгону ЯР на мгновенных нейтронах и к гибели людей ( авария в США в 1961 году при замене управляющих стержней ЯР ).
Эти ЯОР проводятся вручную и отличаются большей ядерной опасностью, чем режим автоматического регулирования.
Для того, чтобы не произошло аварии, необходимо хорошо знать особенности поведения конкретного ЯР в подкритическом состоянии, уметь точно измерять поток нейтронов и реактивность , а также соблюдать правила ЯБ при работе .
В 10 семестре Вы должны выполнить и сдать до экзамена по данному курсу 4 темы 10 семестра:
Тема 5.Система перегрузки ядерного топлива ЯР
Тема 6.Системы пуска ядерных ректоров АЭС;
Тема 7.Нормальные и аварийные остановки ЯР
Тема 8.Принципы построения Предупредительных ( ПЗ) и
Аварийных Защит (аз ) яр аэс ;
В 9 семестре Вы изучали принципы построения и обслуживания только одного самого длительного режима работы на энергетическом уровне мощности в НОРМАЛЬНЫХ условиях эксплуатации с НАРУШЕНИЯМИ и без нарушений, которые обслуживались автоматическими регуляторами без участия оператора.
Теперь мы изучим МЕТОДЫ и АППАРАТУРУ трех остальных режимов эксплуатации с участием оператора реактора.
Вы уже знаете из 9 семестра, что существуют 4 основных РЕЖИМА эксплуатации энергоблоков, нормативные виды длительности этих работ и используемая при этом аппаратура приведены ниже.
Приведенные нормативы указаны для АЭС третьего поколения и они в настоящее время повышаются для АЭС четвертого поколения с целью обеспечения их конкурентоспособности на мировых рынках.
Как отмечалось в первой теме, эти режимы работы 4 раза претерпевали свою модернизацию не только с точки зрения повышения безопасности, но и их экономичности.
Оказалось, что повышение экономичности не может осуществляться без замены ручного управления на автоматическое и автоматизированное.
Поэтому в 10 семестре Вы должны научиться оценивать не только степень ядерной опасности управления в различных режимах работы, но и их экономическую эффективность как в процессе первоначального проектирования, так и в процессе модернизации.
Эта оценка требуется от Вас при выполнении любого дипломного проекта в виде отдельной главы !
Регулярные режимы работы
энергоблоков АЭС
Загрузка и
перегрузка
ядерного
топлива ЯР
Пуски ЯР
после
перегрузки
Работа на
мощ- ности
Нормальные и
аварийные
остановки ЯР
Т =60 суток Т= 2 суток Т= 300 суток Т=2 суток
Система контроля Система пуска Система АР Система АЗ
за перегрузкой типа типа типа
( СКП) ( СП ) ( АРМ) ( ПЗ-АЗ )
Начнем изучение с самого опасного режима ЗАГРУЗКИ и ПЕРЕГРУЗКИ ядерного топлива ЯР типа ВВЭР-1000. После этого в качестве примера выполнения дипломной работы по этой теме я приведу особенности перегрузки для ЯР типа ВВЭР-440. В качестве приложения к этой теме прилагается дипломный проект студента Запольного с фотографиями реальных узлов перегрузочной машины.
Теперь о тематике УИР в этом семестре, которая должна учитывать отмеченный выше новый подход к подготовке кадров с учётом опоры не на правила – инструкции, а на « Знания « режимов эксплуатации с учётом их безопасности и экономичности особенно из-за потерь электроэнергии.
Для этого Вы должны в процессе выполнения учебно-исследовательской работы изучить американскую и отечественную оценки « Надёжности Человеческого фактора» подобно надёжности технических систем ( как в 4 теме ) и уметь использовать их при дипломном проектировании.
В конце семестра желательно выступить с новыми для всех студентов методами оценки ошибок персонала АЭС, завоевать при этом призы и получить отличную оценку на экзамене.
С этой целью Вам в этом семестре предлагаются следующие темы:
1. АСУ ТП перегрузки ядерного топлива на ЯР типа ВВЭР-1000.
2. Автоматизированная система пуска ЯР типа ВВЭР-1000.
3. Оптимальная структура системы аварийной защиты ЯР типа ВВЭР-1000,
4. Новая цифровая система регулирования ЯР с предсказательным
управлением,
5. Вычислитель реактивности энергетического ЯР с опорной моделью,
6. Разработка микропроцессорной системы автоматического контроля за
безопасной загрузкой и перегрузкой топлива,
7. Саморемонтирующийся источник питания при отказах общего вида,
8. Автоматизированная система оценки риска потерь в АСУ ТП,
9. Автоматизированная система контроля отказов на АЭС,
10. Автоматическая система аварийной защиты по технологическим
параметрам.
11. Методы и технические средства « Динамических « барьеров для предупреждения аварий ЯР,
12. Система автоматического контроля за работой операторов АЭС.
13. Безопасность и экономичность нормальных и аварийных остановок реакторов типа ВВЭР-1000.
14. Теоретические основы работы « По знаниям «, а не по навыкам.
15. Математическая модель отравления реактора ВВЭР-1000 ксеноном при пуске и остановке.
16. Разработка предсказательного безопасного управления при остановке реактора ВВЭР-1000 с учётом отравления ксеноном и самарием.
17. Оценка надёжности системы предупредительной защиты реактора ВВЭР-1000 методом трехзначной логики.
18. Оценка надёжности системы аварийной защиты реактора ВВЭР-1000 методом трехзначной логики.
Кроме этих тем у меня имеется книга американских учёных о их последних работах в области оценки влияния « Человеческого фактора « при эксплуатации на АЭС. ( на английском языке).
Тема 19. Американский анализ надёжности « Человеческого фактора» на АЭС ( Часть 1 –теоретические основы ). Сначала нужно перевести её на русский язык, а затем оформить в виде доклада на студенческую конференцию!
Тема 20.. Американский анализ надёжности « Человеческого фактора « на АЭС ( Часть 2 – Общий подход к проблеме ) - тоже сначала перевести текст.
Тема 21. . Американский анализ надёжности « Человеческого фактора « на АЭС ( Часть 3 – Сравнительная оценка методов и заключение ) также с переводом текста.
Тема 22. Вероятностный метод анализа риска потерь от ошибок людей на
американских АЭС ( с переводом текста ).
Тема 23. Проектирование электронного Сигнатурного анализатора для диагностики отказов микропроцессорных систем.