Студопедия

Главная страница Случайная страница

КАТЕГОРИИ:

АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника






Выводы по проделанной работе.




1.В процессе подготовки к выполнению этой работы мною была изучена предложенная руководителем обширная техническая литература по опыту эксплуатации систем перегрузок топлива и имевшимся авариям в России и на зарубежных АЭС.

2. Проанализированы пять видов опасностей, которые приводили к авариям и опасным инцидентам, а также предложены методы предупреждения этих опасностей организационного и технического характера.

3. В результате такого анализа была предложена новая структура автоматизированной системы управления перегрузкой топлива с автоматическим предупреждением аварийных инцидентов путем прекращения извлечения рабочих каналов и вводом их в активную зону по сигналам от компьютерного вычислителя реактивности.

4.Новые организационные предложения сводятся к:

а) Разделению всех функций по перегрузке топлива на физические и механические между двумя операторами – дежурным физиком реактора (первое рабочее место) и оператором по механической перегрузке топлива (второе рабочее место),

б) Разбору всех физических и механических операций перед каждой перегрузкой для исключения ошибок « Человеческого фактора» при разделении функций между операторами.

5. Технические предложения сводятся к :

а) Повышению точности измерения нейтронного потока в подкритическом состоянии при наличии сильного гамма фона, очень малой величины нейтронного потока и изменяющегося во времени источника фотонейтронов,

б) Необходимости разработки нового цифрового вычислителя подкритической реактивности с двумя функциями – контроля и управления ( для предупреждения аварий при перегрузке ),

в) Необходимости переработки автоматизированной системы управления перегрузкой на принципиально новых микропроцессорных элементах повышенной надёжности,

г) Использованию разработанной недавно телевизионной системы контроля за перегрузкой, более стойкой к облучению.

 

 

В связи с этим в дипломном проекте я должен решить следующие задачи :

1. На основе моего опыта работы, знаний, полученных в Университете, и собранной литературы по теме перегрузка топлива, я должен сформулировать желаемые показатели качества модернизируемой системы перегрузки ядерного топлива,

2. Показать её ядерную и другие виды опасностей, которые возникают при перегрузке, изучить причины и последствия аварий и нарушений, которые происходили в мире и сформулировать направления работ по модернизации системы перегрузки топлива для Кольской АЭС,

3. Предложить способы реализации этих направлений и структуру построения новой автоматизированной системы управления перегрузкой,

4. Сделать необходимые оценки, подтверждающие целесообразность такой модернизации.



Для решения этих задач я изучил по лекциям СУЗ новые требования по безопасности, которые введены МАГАТЭ за последние годы, проанализировал причины и последствия аварий, произошедших в мире на перегрузочных машинах и предложил перейти от существующей электронной системы контроля перегрузки ( СКП ) с ручной системой управления без аварийной защиты к автоматизированной системе управления всем процессом перегрузки с автоматической предупредительной защитой от ошибок оператора.

Существующая система перегрузки создавалась в 1960г на основе старых положений по ядерной безопасности АЭС и низкой надёжности всех элементов системы перегрузки.

Поэтому в первой главе при анализе недостатков существующей системы я вначале анализирую физические, механические и информационные виды опасностей, характерные для системы перегрузки этого вида реактора.

Во второй главе я предлагаю и обосновываю различные методы предупреждения опасностей, описанных в первой главе, поскольку полная защита от них невозможна.

В третьей главе я предлагаю технические и организационные средства для реализации методов, описанных во второй главе, которые выливаются в новую автоматизированную систему управления перегрузкой с автоматической предупредительной защитой от ядерных аварий.

Для демонстрации возможности реализации описанных идей я разработал макет будущего безопасного пульта управления перегрузкой, который в настоящее время используется в качестве тренажера на Кольской АЭС. Его фотография приводится в пояснительной записке.

Разработанная мною автоматизированная система управления перегрузкой повысит ядерную безопасность этого процесса и позволит сократить сроки его выполнения в будущем.



Технически это можно осуществить на основе разработанных в последние годы методов безопасного управления реакторами типа ВВЭР, использования элементов микропроцессорной техники и новых систем промышленного телевизионного контроля за процессом перегрузки.

 

Использованная в пояснительной записке литература.

 

1. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Учебное пособие под редакцией С.П. Соловьева. Обнинск, ИАТЭ, 1992.

2.Общие положения по обеспечению безопасности атомных станций ОПБ-88/ 97. Госатомнадзор РоссииюМ. 1997г.

3.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АЭС-89 ПНАЭГ 1- 024 -90.М.1990г

4.Овчинников Ф.Я. , Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М. : Энергоатомиздат, 1988.

5.Афров А.М., Андрушечко С.А., Украинцев В.Ф. и др. ВВЭР-1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. -М.: Логос, 2006.

6.Кипин Д. Физические основы кинетики ядерных реакторов.- М. : Атомиздат, 1967.

7. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов.-М.:Атомиздат,1975.

8. Королев В.В.Новые методы безопасного управления реакторами. Обнинск, ИАТЭ, 2008.

9. Королёв В.В., Кудряев А.А. Цифровой реактиметр. Патент на изобретение. № 2195029 .Патентообладатель Обнинский институт атомной энергетики. 2003 г.

10.. Системы контроля и управления, важные для безопасности АЭС. Международный стандарт МЭК 61513.М.2003.

11.Системы контрольно-измерительных приборов управления, связанные с обеспечением безопасности АЭС. Серия по безопасности № 50-SG-D8. МАГАТЭ. Вена. 1985.

12. Трофимов А.И. Приборы и системы контроля ядерных энергетических установок.- М. : Энергоатомиздат, 1999.

13 Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования. ГОСТ 27445-87. М. Изд.стандартов. 1988.

14.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97.Госатомнадзор России.М.1997.

15.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89 ПНАЭГ 1-024-90. М.1990.

16.Надёжность в технике. Основные понятия, термины и определения. ГОСТ 27.002- 89. М. Изд.стандартов. 1990.

17, Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования..

ГОСТ 27445-87. М. Изд.стандартов. 1988.

18. Системы контроля и управления ядерными реакторами.

ГОСТ 17605-72 и ГОСТ 17606-78. М.Изд.стандартов.1978.

19.Пятак О., Цыб А. Чернобыль: радиация и здоровье.Правда,29 мая 1989г

 

Плакаты к докладу для защиты дипломного проекта.

Плакат №1. На нём должна быть изображена фотография перегрузочной машины или в крайнем случае активная зона.

По этому плакату нужно подчеркнуть главные механические задачи перегрузки и суть механической опасности.

Плакат 2. Это старая структура взаимодействия всех элементов при перегрузке и ответственность, которая лежит на ОПМ.

Плакат 3. Новая структура, по которой нужно рассказать о сути повышения организационных и технических предложений для повышения ядерной безопасности, а также о предупреждении аварий путём автоматического ввода рабочих каналов от реактиметра.

Плакат 4.Графическое изображение изменения реактивности при перегрузке в функции изменения числа рабочих каналов и его изменение при изменении мощности источника фотонейтронов и влияние точности измерения нейтронного потока за счёт плохой статистики и расположения перегружаемых каналов относительно нейтронных детекторов.

 

 

Пример доклада на защите ( на 10 мин ).

1. Тема моего дипломного проекта « Модернизация системы перегрузки ядерного топлива Кольской АЭС» посвящена разработке эскизного проекта на модернизацию системы перегрузки, которая была разработана в 1960г и проработала на Кольской АЭС уже 35 лет.

2. Поскольку срок службы энергоблоков АЭС уже закончился и он должен быть продлен ещё на ближайшие 15 лет, то руководством АЭС передо мною была поставлена задача – дать свои предложения для проектной организации по улучшению качества работы существующей системы перегрузки.

3. Одновременно с этим моим руководителем дипломного проекта была поставлена задача – изложить текст пояснительной записки в таком виде, чтобы его можно было использовать в учебном процессе по курсу СУЗ АЭС для знакомства студентов с реальным процессом модернизации устаревших систем СУЗ ЯР на АЭС.

4. Для решения этих задач я проанализировал опыт эксплуатации существующей системы перегрузки и причины нарушений и аварий, происходившие на аналогичных реакторах в СССР и за рубежом за прошедшие 30 лет с целью выявления недостатков, которые необходимо устранить при модернизации.

5. В результате этого анализа выявилось три главных направления модернизации существующей системы:

а) Повышение ядерной безопасности при работе,

б) Уменьшение механической опасности повреждения активной зоны при перегрузке и

в) Снижение ошибок человеческого фактора при перегрузках.

6. Для повышения ядерной безопасности, которой в настоящее время отдается приоритет при модернизациях систем, важных для безопасности, я предложил организационные и технические изменения.

7. Организационные изменения заключаются в разделении функций при перегрузке между дежурным физиком реактора и оператором перегрузочной машины.

Теперь ответственность за ядерную безопасность возлагается на дежурного физика реактора, который должен находиться в кабине оператора перегрузочной машины, а ответственность за механическую опасность- на оператора ПМ.

8.Технические изменения для повышения ядерной безопасности сводятся к созданию автоматизированной системы контроля за реактивностью и предупреждению аварий путем автоматической подачи сигнала на систему управления перегрузочной машины для ввода в активную зону выгружаемого технического канала.

Одновременно с этим проектантам предлагается заменить устаревшее ламповое оборудование микропроцессорным более высокой надёжности.

9. Для повышения механической безопасности предложено заменить телевизионную приемо-передающую систему новой, недавно разработанной Питерской фирмой для перегрузочных машин АЭС четвертого поколения.

10. Для уменьшения ошибок персонала при перегрузке рекомендуется повысить квалификацию механиков перегрузочных машин физическими знаниями по перегрузке и использовать предварительный тренаж дежурного физика и оператора перегрузочной машины перед каждой перегрузкой.

На выполнение всех этих работ потребуется около трех лет модернизации.

Выводы: 1. Поставленная передо мною руководителем задача эскизного проектирования выполнена, а реальная модернизация будет осуществлена в ближайшие 3 года.

2.Результаты дипломной работы полезны для:

а) меня –механика, который получил в ОИАТЭ полезные для работы знания,

б) для проектантов по модернизации устаревшей системы перегрузки и

в) для студентов, которые будут изучать методы модернизации

устаревших СУЗ ЯР АЭС на конкретных примерах.

В заключение благодарю руководителя дипломного проекта ,

рецензента и комиссию за интерес к работе .

Доклад окончен и необходимо выслушать вопросы и дать на них ответы.

 

 

Отзыв

на дипломный проект студента Запольного Тимофея Петровича


mylektsii.ru - Мои Лекции - 2015-2018 год. (0.01 сек.)Пожаловаться на материал