- •Тема №5 в 10 семестре 2012г . Управление реактором в режиме перегрузка ядерного топлива.
- •Лекция 1. Организация работы в 10 семестре.
- •1. Первым вопросом к билету является отчёт по уир на дискете.
- •2. Вторым вопросом является проверка Вашей тетради с ответами и
- •Общим девизом 10 семестра может служить название : Методы и аппаратура для повышения безопасности и экономичности ядерно-опасных режимов (яор) эксплуатации яр аэс.
- •Аварийных Защит (аз ) яр аэс ;
- •Лекция № 2. Перегрузка ядерного топлива на яр типа ввэр-1000.
- •2.1 Существующая система перегрузки топлива и её недостатки.
- •Вопрос 1: Чем принципиально отличаются загрузки от перегрузок топлива? Цели перегрузок топлива на реакторах и их опасность на реакторах типа ввэр.
- •Конструктивные особенности перегрузки топлива реактора ввэр-1000.
- •Вопрос 1 к лекции №2. Расскажите о пяти видах опасностей, которые возникают при перегрузке на яр типа ввэр.
- •1.3 Старая структура системы перегрузки и её недостатки.
- •Недостатки этой системы :
- •Ядерная опасность при операции перегрузка.
- •Искусственные источники мощностью порядка 10-3 Вт и
- •Фотонейтронные источники остановленных яр (1-10 Вт).
- •Радиационная опасность при перегрузке топлива.
- •Системный подход к изучению любой системы требует соблюдения такой последовательности:
- •1.Запас и расход реактивности для работы в течение года работы яр,
- •Физические основы яб при перегрузке. План ответа.
- •3.Что такое bЭфф и почему все параметры уравнения нейтронной кинетики нужно измерять только в долях bЭфф ?
- •4. Уравнения нейтронной кинетики яр в относительных параметрах в нестационарных и стационарных состояниях.
- •1.Цель перегрузки и взаимодействие элементов в её структуре
- •2. Оценка необходимого запаса реактивности при перегрузке
- •Тепловая и нейтронная мощности реактора
- •Преобразовать электроны и ионы в электрические импульсы ( при малом потоке нейтронов ) или в пульсирующий постоянный ток ( при больших потоках нейтронов ).
- •2Спос.U235 2 осколка по 80 Мэв
- •1Способ - в9 и в10 Гамма кванты
- •Первый общий вопрос ко всем – Наличие дискеты с выполнением своей темы по уир,
- •Наличие в тетради ответов по вопросам темы и
- •Ответ по выбранному билету.
- •Билет № 5
- •Билет №6
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 при их облучении 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 опубликованные в интернет нарушения и аварии, на основании которых ниже обосновываются требования к головной проектной организации для уменьшения различных видов опасностей и предлагаются конкретные меры для их реализации.
Таблица 1.
Аварии и аварийные ситуации, происходившие в различных странах при перегрузках топлива на подкритических реакторах.
Год |
Страна |
Вид аварии |
Потери от аварий и аварийных ситуаций. |
1961г |
США |
Ядерная |
Погибло 4 человека, выбросы РПР в окружающую среду, ущерб 1 млрд. долларов, запроектная авария 7 класса |
1969г |
Франция |
Ядерная и Радиационная |
Выбросы РПР в атмосферу |
1971г |
Чехосл. |
Ядерная и Радиационная |
Погибло 2 человека, выбросы РПР в атмосферу |
1977г |
Чехосл. |
Ядерная и Радиационная |
Частичное расплавление ТВС и выбросы РПР в атмосферу |
1979г |
США |
Ядерная и Рад. |
Катастрофическая подобно Чернобыльской аварии |
1990г |
Франция |
Радиационная |
Погибло 2 человека от облучения |
с1992г по 1999г |
Кольская АЭС на 4 блоках |
Аварийные ситуации (АС) 0- 3 классов |
Периодически по 4 АС в год из-за ошибок персонала |
Сравнительная оценка степени опасности аварий в режиме перегрузка согласно рекомендациям МАГАТЭ проводилась по следующим показателям:
1. Частота аварий ¦ = / n x T ( где : n –число аварий, а Т –число лет )
2. Вероятность аварий Q = ¦ х Т
3. Риск этого вида аварий R=Qx C ( С- потери от аварий
4. Класс аварии - согласно международной классификации 1990г
Главная задача заключалась в разработке количественных оценок безопасности АЭС для того, чтобы можно было сравнивать уровень безопасности различных типов АЭС.
В качестве первого показателя опасности была выбрана частота аварий ¦:
¦ = n / N x T ( 3 - 1 )
где: n- число аварий, произошедших за времяT
N- число энергоблоков, работавших в этот
период,
T- период времени наблюдения .
Пример: За период времени T=30 лет (с 1956 по 1986г) произошло три катастрофических аварии ( n=3 ), а общее число энергоблоков в среднем составляло N=100.
Таким образом, в 1986г частота аварий с самыми тяжелыми последствиями составляла ¦ = 10-3 аварий / энергоблок за год.
Что давала эта цифра? На основе такой бедной статистики на разных типах ЯР по этой формуле можно было ожидать, что к 2016г (через последующие 30 лет, если число N составит 1000) и уровень безопасности не изменится, то число таких аварий возрастет в 10 раз и составит 30 аварий!
Если умножить ¦ на время t =1году, то мы получим вероятность аварий Q =10-3 и казалось бы можно было в качестве показателя опасности использовать вероятность аварий.
Этот показатель очень удобен для связи безопасности АЭС с надёжностью её оборудования и сначала МАГАТЭ объявило о необходимости повысить количественные требования к вероятности катастрофических аварий в 1000 раз, т.е. обеспечить Q =10-6 !
Однако в 1974 г американский учёный Расмуссен показал, что пользоваться такими статистически неопределенными показателями нельзя и предложил новую тоже Вероятностную Оценку Безопасности (ВОБ), основанную на риске потерь от аварий:
R=Qx C ( 3 - 2 )
где : R – риск потерь, выраженный в деньгах ,
вероятность любого вида аварии ,
С – потери от этого вида аварии в деньгах.
Важность этой методики заключалась в следующем:
1.Она позволяла ранжировать все виды опасностей по рискам потерь и поэтому поставить на первое место ядерную опасность,
2.Учитывать надёжность технических средств управления по важности их для обеспечения безопасности и, самое главное,
3. Учитывать влияние проектантов и персонала на безопасность АЭС.
Вопрос: В чем заключаются коренные причины происходивших аварий при перегрузках топлива?