Создание интегрированного комплекса аппаратуры системы управления и защиты для исследовательских ядерных реакторов

• Автор: Заикин, Алексей Анатольевич
• Шифр специальности: 05.11.16
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2004
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 118 с. : ил.

1 Сравнительная характеристика систем управления и защиты

реакторных установок

2 Оценка параметров влияющих на структурное построение и

временные характеристики интегрированного комплекса

3 Интегрированный комплекс, как составная часть системы

управления безопасностью реакторной установки

4 Структура интегрированного комплекса. Адаптация к проектным

особенностям. Состав. Выполняемые функции, технические характеристики, надежность

5 Описание элементов интегрированного комплекса.

- элементы управляющей системы безопасности;

- элементы нормальной эксплуатации важной для безопасности

6 Практическое внедрение результатов работы
Заключение
Литература
Приложение А Список основных обозначений
Приложение Б Протокол верификации программного обеспечения технических средств комплекса АСУЗ-ПИК, участвующих в управлении аварийной защитой
Приложение В Свидетельство поверки блока детектирования на основе
ИК КНУ-3 из состава комплекса АСУЗ-МИР
Приложение Г Предлагаемая структура комплекса АСУЗ-РУ для АЭС с ВВЭР-1000, построенная с использованием технических средств интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР

Исследования и эксперименты, связанные с использованием нейтронов в различных областях науки и техники, в настоящее время имеют широкий круг применений, как в России и странах СНГ, так и за рубежом.
Исследовательские реакторы занимают особое место в мировом использовании энергии процесса деления радиоактивных веществ. Основное отличие их от энергетических реакторов состоит в том, чтобы при минимальном тепловыделении получить максимально возможный поток нейтронов. В настоящее время исследовательские реакторы являются основным источником нейтронов, применяемым для проведения фундаментальных теоретических исследований в физике элементарных частиц, ядерной физики, физики твердого тела, а также для решения прикладных задач в материаловедении, медицине, технологии элементов ядерных реакторов и т.д.
Исследовательские реакторы являются необходимым звеном в
поддержании развития и прогрессе ядерной энергетики в ближайшие десятилетия [11подтверждением этого может служить большое количество работающих исследовательских реакторов во всем мире.
За всю историю развития ядерной техники создано более 500 исследовательских реакторов различных по мощности, конструкции и назначению. По данным МАГАТЭ на 2003 год, в мире насчитывается около 300 действующих исследовательских реакторов, более 60 из них находятся на территории России [2]. Россия по-прежнему занимает первое место в мире по количеству действующих исследовательских реакторов.
Большое количество исследовательских реакторов было спроектировано и построено в середине 20-го века. Главная причина уменьшения числа исследовательских реакторов состоит в том, что упала потребность в реакторах малой мощности. Другая причина заключается в старении реактора и оборудования, обеспечивающего безопасность и нормальный режим эксплуатации реакторной установки.
Потребность науки и техники в мощных источниках нейтронов возрастает, осуществляется ввод в эксплуатацию новых высокопоточных исследовательских реакторов, обладающих улучшенными техническими характеристиками, таких как

Р1-?М-2 (Германия), НПЧ (Франция), ТК(Ч-2 (Тайвань), ПИК (Россия), а так же модернизация существующих [3-5].
СССР на протяжении десятилетий занимал одно из ведущих мест в области исследований с использованием нейтронных источников. В 50-е - 60-е годы по инициативе И.В. Курчатова и А.П. Александрова были построены исследовательские ядерные центры в различных регионах страны: Москве, Обнинске, Дубне, Димитровграде, Сарове, Свердловске, Алма-Ате, Риге, Минске, Киеве, Тбилиси, Ташкенте, и многих других.
Системы обеспечения безопасной работы ядерных реакторов развивались вследствие необходимости контролировать состояние активной зоны реактора, в первую очередь нейтронного потока, затем технологических параметров. С введением в эксплуатацию электростанций, работающих на ядерном топливе, системе контроля, управления и обеспечения безопасной работы ядерного реактора стали уделять еще большее внимание.
Ядерный реактор представляет собой устройство, где на практике реализована управляемая цепная реакция деления. Главным элементом реактора является активная зона, в которой размещается ядерное топливо. Реакторы классифицируются по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, целевому назначению, виду теплоносителя и замедлителя и их физическому состоянию.
В результате цепной реакции деления образуются две группы нейтронов: мгновенные и запаздывающие. Используемые детекторы для контроля плотности потока нейтронов наиболее чувствительны (примерно в 100 раз) к запаздывающим нейтронам, доля которых составляет 0,64% от всех испускаемых в процессе деления нейтронов. Именно по запаздывающим нейтронам осуществляется управление реактивностью, защита и контроль по мощности и периоду реактора.
Управление - это подавление или высвобождение реактивности с помощью каких-либо внешних по отношению к активной зоне устройств с целью достижения равновесия изменений реактивности, происходящих в активной зоне. Одним из инструментов регулирования реактивности является поглощающий (отражающий для исследовательских реакторов на быстрых нейтронах) стержень - рабочий орган. Рабочие органы характеризуются по назначению и той доли реактивности, которую они вносят при перемещении. Коэффициент размножения уменьшается с

неограниченное), состоящей из т одинаковых элементов, использовались следующие формулы:
Эквивалентная интенсивность отказов ЛЭквгде т - общее число элементов резервированной цепи;
/(-число основных элементов резервированной цепи; п - число резервных элементов;
А>- интенсивность отказа одного элемента резервированной цепи, ч'1; у- интенсивность восстановления, ч'1;
Твосст- время восстановления, ч.
Среднее время наработки на отказ:
Я- = ^хЯ»хС‘х7"
(8)

(9)
Ел,

Вероятность безотказной работы:
Р(го) = е
(10)
Вероятность отказов:
д{и) = -Р{п)
(и)
Коэффициент готовности:

(12)
Качественно сравним значение вероятности несрабатывания управляющего сигнала аварийной защиты систем, построенных по канальной и шинной структурам.