Здесь можно найти учебные материалы, которые помогут вам в написании курсовых работ, дипломов, контрольных работ и рефератов. Так же вы мажете самостоятельно повысить уникальность своей работы для прохождения проверки на плагиат всего за несколько минут.
Предлагаем нашим посетителям воспользоваться бесплатным программным обеспечением «StudentHelp», которое позволит вам всего за несколько минут, выполнить повышение оригинальности любого файла в формате MS Word. После такого повышения оригинальности, ваша работа легко пройдете проверку в системах антиплагиат вуз, antiplagiat.ru, РУКОНТЕКСТ, etxt.ru. Программа «StudentHelp» работает по уникальной технологии так, что на внешний вид, файл с повышенной оригинальностью не отличается от исходного.
Результат поиска
Наименование:
реферат Общие вопросы надежности ядерных установок
Информация:
Тип работы: реферат.
Добавлен: 22.12.2014.
Год: 2014.
Страниц: 14.
Уникальность по antiplagiat.ru: < 30%
Описание (план):
Содержание
Введение
Ядерным реактором называется
устройство, в котором осуществляется
управляемая реакция деления ядер. Ядра
урана, особенно ядра изотопа 235U, наиболее
эффективно захватывают медленные нейтроны.
Вероятность захвата медленных нейтронов
с последующим делением ядер в сотни раз
больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных
реакторах, работающих на естественном
уране, используются замедлители нейтронов
для повышения коэффициента размножения
нейтронов. Эти реакторы получили название
гетерогенных реакторов. Уже давно известен
возможный вариант безопасной ядерной
энергетики - освоение управляемого термоядерного
синтеза. Однако, несмотря на принципиальную
осуществимость этой программы, до сих
пор перед исследователями стоят ещё не
преодолённые технологические трудности.
Для завершения программы исследований
по управляемому термоядерному синтезу
необходимы большие материальные вложения
и значительное время. В то же время также
достаточно давно известен и другой вариант
безопасной энергетики, основанный на
работе ядерного реактора в подкритическом
режиме, для чего требуется облучение
реактора потоком нейтронов. Эти нейтроны
могут быть получены с помощью интенсивных
пучков протонов или более тяжелых ядер.
В последние годы работа в этом направлении
значительно активизировалась как в область
фундаментальных исследований, так и в
разработке конкретных проектов установок,
производящих энергию.
1 Основные понятия
и определения
Требования практики радиоэлектроники,
автоматики, а с начала 60-х годов и всех
отраслей машиностроения заставили почти
заново разработать терминологию теории
надежности, ее методы и математический
аппарат. Прежде чем приступить к изложению
методов оценки надежности ядерных реакторов,
введем основные понятия и определения
современной теории надежности применительно
к ядерным энергетическим реакторам.
Состояния
реактора
Различают исправное, неисправное,
работоспособное и неработоспособное
состояния реактора. Исправное состояние
(или исправность) – это такое состояние,
при котором; реактор в рассматриваемый
момент соответствует всем требованиям,
предъявляемым к основным параметрам,
характеризующим нормальную работу реактора,
и второстепенным, характеризующим удобства
его эксплуатации.
Под требованиями, предъявляемыми
к основным параметрам, прежде всего подразумеваются
требования поддержания каждого из них
в допустимых пределах около заданного
рабочего значения. Число основных параметров
зависит от конкретного реактора и обязательно
включает в себя те параметры, выход которых
за допустимые пределы приводит к срабатыванию
АЗ реактора. Для энергетических реакторов
в число этих параметров обязательно входит
их тепловая мощность и уровень радиационной
безопасности. Под нормальной работой
реактора подразумевается выполнение
заданных функций в установленном объеме,
например стабильное обеспечение заданных
выходных параметров теплоносителя в
течение заданного времени.
Реактор считается неисправным
как при выходе из строя системы автоматического
регулирования мощности, так и при выходе
из строя, например, двигателя, перемещающего
ленту самопишущего прибора на пульте
управления реактором.
Работоспособное состояние
(или работоспособность) – такое состояние
реактора, когда он в рассматриваемый
момент соответствует всем требованиям,
предъявляемым к основным параметрам.
В приведенном примере в первом случае
реактор неработоспособен, во втором –
работоспособен.
Отказы
реактора
Отказ – событие, в результате
которого реактор полностью или частично
утрачивает работоспособность. В соответствии
с этим различают полный и частичный отказы.
Полным считают отказ, приводящий
к срабатыванию АЗ реактора и к вынужденной
срочной его остановке. Это, например,
разгерметизация первого контура, расплавление
твэла с выносом активности в контур, выход
из строя системы компенсации давления,
резкое нарушение циркуляции теплоносителя
и т. д. Под частичным понимают отказ, приводящий
к необходимости снижения рабочих параметров
реактора.
Типичные частичные отказы:
незначительная утечка теплоносителя
из каналов в межканальное пространство
в реакторах канального типа, разгерметизация
оболочки твэла с незначительным выходом
продуктов деления в первый контур, заклинивание
одного из компенсирующих стержней и т.
д.
Недопустимыми для реактора
считаются катастрофические отказы, приводящие
к разрушениям основной части реакторной
установки и к непосредственной угрозе
безопасности людей. Реактор должен быть
таким, чтобы за все время его эксплуатации
при условии правильного обслуживания
вероятность возникновения катастрофического
отказа была крайне мала. Это должно обеспечиваться
надлежащей принципиальной схемой включающей
системы безопасности, конструкцией, материалами,
качеством изготовления, обоснованными
значениями номинальных параметров и
запасов до предельно допустимых значений
параметров.
Как полные, так и частичные
отказы реактора могут быть двух типов
– внезапные и постепенные (износные).
В самом начале работы реактора
на мощности, в период приработки, который,
как правило, заканчивается (точнее, должен
заканчиваться) ко времени завершения
пусконаладочных работ на реакторной
установке перед сдачей ее в эксплуатацию,
могут происходить приработочные внезапные
отказы. Однако иногда приработка затягивается,
и возможны случаи приработочных внезапных
отказов в период эксплуатации реактора.
Они вызваны главным образом ошибками
проектирования, дефектами технологии
изготовления, сборки и монтажа, а также
недостаточным контролем качества материалов
и технологии на этих этапах. Цель всех
испытаний и пусконаладочных работ, предшествующих
эксплуатации реактора – добиться безотказной
работы отдельных деталей, узлов и всего
реактора в целом в условиях, близких к
реальным, чтобы, во-первых, убедиться
в его работоспособности, а во-вторых,
выявить дефектные элементы, дефекты монтажа,
конструкции и устранить их посредством
замены, ремонта и т. д., т. е. ликвидировать
возможность возникновения приработочных
внезапных отказов.
В период нормальной эксплуатации
внезапные отказы возникают вследствие
внезапного выхода параметров, определяющих
рабо-тоспособность деталей, устройств
и систем реактора, за допустимые пределы.
Например, это может быть внезапная концентрация
нагрузок, превышающая расчетную, в механических,
гидравлических и электрических системах
реактора, внезапное увеличение теплового
потока в активной зоне реактора выше
критического значения (для реакторов
с водяным теплоносителем), внезапное
возрастание температуры оболочки твэла
выше температуры плавления" материала
и т. д. Такие отказы возникают неожиданно,
в результате случайного стечения обстоятельств,
и нельзя предсказать, когда произойдет
тот или иной отказ. Однако внезапные отказы
(как,, впрочем, и другие) подчиняются определенным
общим закономерностям, которые могут
быть выявлены в результате статистической
обработки эксплуатационной информации
об этих отказах.
Полностью исключить внезапные
отказы нельзя. Но, используя различные
методы повышения надежности, можно снизить
до допустимой вероятность возникновения
таких отказов в период эксплуатации реактора.
Следует всегда иметь в виду, что надежность
реактора, в первую очередь, определяется
именно этими отказами, так как только
они происходят в период нормальной эксплуатация
реактора, когда закончен период проработки
и не наступил еще период старения материалов
и конструкций.
Постепенные отказы возникают
в результате длительного, постепенного
изменения основных характеристик деталей,
устройств и систем реактора из-за старения
материалов и конструкций, т. е. по причине
износа отдельных элементов реакторной
установки. Поэтому такие отказы еще называют
износными. Они возникают в устройствах
с недостаточно правильно организованной
системой профилактического обслуживания.
Если хорошо налажен контроль за основными
характеристиками всех элементов реактора,
то возможна своевременная замена соответствующих
элементов, профи-лактика, ремонт и т. д.
Поскольку доступ к некоторым
элементам реактора затруднен или практически
невозможен как во время работы реактора
на мощности, так и во время его кратковременных
остановок, эти элементы должны выбираться
с периодом до износа, не меньшим, чем период
между текущими ремонтами реактора, а
для некоторых элементов (например, корпус
реактора, тепловая защита и т. п.) не меньшим,
чем период между капитальными ремонтами
реакторной установки (или срок ее службы).
При условии соблюдения всех
перечисленных выше обстоятельств постепенные
отказы в реакторе могут быть в принципе
предотвращены. Поскольку износные отказы
вызываются медленным изменением основных
характеристик элементов и систем реактора,
то выход этих характеристик за допустимые
границы часто невелик и приводит к частичным
отказам реактора. Примерами постепенных
отказов могут служить разгерметизация
оболочек твэлов в результате их старения
в процессе выгорания топлива, утечка
теплоносителя через уплотнение в результате
постепенного изменения его уплотняющих
свойств, а также все отказы, связанные
с коррозионными процессами, с изменением
механических свойств материалов под
действием облучения и т. д.
Приведенная классификация
отказов на приработочные, внезапные в
период нормальной эксплуатации и постепенные
связана со следующими двумя принципиальными
обстоятельствами:
1) каждый рассмотренный тип
отказов характеризуется своим особым
статистическим распределением частоты
отказов во времени; отсюда, в частности,
следует, что математическая обработка
данных по каждому типу отказов должна
быть строго дифференцирована;
2) физическая сущность факторов
и процессов, приводящих к: каждому типу
отказов, принципиально различна, что
заставляет выбирать разные практические
методы предупреждения, уменьшения или
полной ликвидации отказов.
В заключение заметим, что отказы
реактора могут быть как зависимыми, так
и независимыми между собой событиями,
т. е. появление одного из них может привести
или не привести к появлению другого.
Восстанавливаемость
Реактор – восстанавливаемая
система т. е. после аварийной или вынужденной
остановки, связанной с отказом какого-то
устройства реактора, он может быть восстановлен
в процессе эксплуатации. Другими словами,
после ремонта или замены отказавших элементов
реактора его можно вновь эксплуатировать.
Это положение имеет принципиальное значение
дли подхода к проблеме анализа надежности
реактора, ибо такой подход существенно
различен для восстанавливаемых и невосстанавливаемых
изделий.
Восстанавливаемыми изделиями
являются также парогенераторы, насосы,
трубопроводы, элементы СУЗ и многие другие
элементы оборудования реакторной установки.
Большинство отказов- этих изделий устраняется
обслуживающим персоналом непосредственно
на месте.
К невосстанавливаемым элементам,
работоспособность которых: после отказа
не может быть восстановлена или не подлежит
восстановлению, относятся твэлы, ТВС,
детали, радиоэлектронных приборов и устройств
системы КИПиА, СУЗ, подшипники, крепежные
изделия, сальники и т. п.
Свойства
реактора, связанные с надежностью
Безотказность – свойство реактора
непрерывно сохранять работоспособность
в определенных режимах и условиях эксплуатации.
Говорить о безотказности реактора, ничего
не упоминая о режиме его работы и об особенностях
условий эксплуатации, неправильно. Приведенную
формулировку безотказности реактора
можно рассматривать как определение
надежности реактора в узком смысле. В
отечественной и зарубежной практике
очень часто надежность машин и устройств
понимается только как их безотказность.
Долговечность – свойство реактора
длительно (с возможными перерывами на
ремонт) сохранять работоспособность
в определенных режимах и условиях эксплуатации
до полного износа или другого предельного
состояния. Как правило, реакторы энергетических
установок не допускаются до разрушения
(до полного физического износа), а выводятся
из эксплуатации значительно раньше. Предельное
состояние энергетических реакторов устанавливают,
исходя из условий безопасности их эксплуатации,
а также из экономических соображений
и соображений морального износа.
Ремонтопригодность реактора
заключается в его приспособленности
к восстановлению в случае отказов и неисправностей
путем их быстрого обнаружения и устранения,
а также в приспособленности реактора
к профилактической проверке технического
состояния его элементов и систем с целью
предупреждения отказов и неисправностей.
Ремонтопригодность реактора определяется
не только конструкцией, доступностью
отдельных узлов и деталей и другими факторами,
присущими реактору, но и квалификацией
обслуживающего персонала, уровнем технической
оснащенности, системой организации ремонта
и т. д.
Под ремонтопригодностью невосстанавливаемого
элемента реактора (например, твэла) следует
понимать его приспособленность к контролю
работоспособности и к удобной замене.
Надёжность реактора (общая
надежность, или надежность в широком
смысле) – это свойство, обусловленное
безотказностью, долговечностью и ремонтопригодностью
реактора и его элементов, обеспечивающее
нормальную работу реактора в установленном
объеме в заданных условиях эксплуатации.
Определение общей надежности
реактора показывает, насколько многогранно
это понятие, и, что самое важное, оно дает
ключ к введению количественной характеристики
общей надежности реактора. Ясно, что количественно
общая надежность реактора должна отражать
его свойства: безотказность, долговечность
и ремонтопригодность.
Прежде чем перейти к количественным
показателям надежности реактора и к математическому
аппарату ее исследования, необходимо
выяснить физическую сущность и характер
отказов реактора, ибо в конечном итоге
только они определяют его надежность
и упомянутый математический аппарат.
Должно быть совершенно ясно, что без отказов
никакой проблемы надежности вообще и
ядерных реакторов, в частности, не существовало
бы.
2 Случайный характер
отказов реактора и математический
аппарат для их исследования
Предложение, которым заканчивается
предыдущий параграф, должно быть уточнено
следующим образом. Проблемы надежности
реактора не существовало бы, если заранее
был бы известен момент наступления каждого
отказа, другими словами, если бы отказы
носили не случайный, а строго детерминированный
характер. В этих условиях незадолго до
наступления отказа соответствующего
элемента реактора его либо ремонтировали
бы, либо заменяли новым. Но в действительности
этого нет. На практике течь в канале активной
зоны, или прогорание оболочки твэла, или
обрыв в цепи питания ГЦН и другие отказы
возникают всегда в случайный момент времени,
поскольку каждый из них обусловлен тысячами
самых разнообразных и часто неизвестных
причин.
Рассмотрим идеальный случай.
Имеется несколько совершенно одинаковых
ТВС, изготовленных на одном и том же заводе,
одним и тем же коллективом людей, из изделий
одной и той лее партии и т. д. Если эти
ТВС одновременно выведены на мощность
в условиях одной и той же активной зоны
и продолжают работать в совершенно одинаковых
режимах (по всем параметрам) вплоть до
отказа, то отказы ТВС никогда не будут
одновременными. Они произойдут в различные
случайные моменты времени. И это несмотря
на то, что основные условия и параметры
для каждой из ТВС были строго одинаковыми.
Однако второстепенные факторы (связанные
с точностью изготовления и сборки, с точностью
поддержания режимных параметров, с качеством
материалов и другими причинами) для отдельных
ТВС обязательно различались, именно они
и привели к случайному разбросу значений
периодов работы ТВС до отказа.
Случайные отклонения неизбежно
сопутствуют любому реальному явлению.
Однако в большинстве практических задач
они несущественны, ими можно пренебречь
и вместо реального явления рассматривать
некоторое к нему приближение. Такой подход
к изучению явлений постоянно используется
инженерами-реакторо троителями в своих
расчетах. В частности, теплогидравлический;
расчет номинального режима реактора
проводится в предположении, что фактические
значения всех исходных параметров реактора
абсолютно точно равны номинальным. На
самом же деле эти величины известны с
какой-то конечной точностью, ибо их действительные
значения, оставаясь в пределах соответствующих
полей допусков, случайным образом отличаются
от номинальных.
Для оценки надежности реактора
описанная схема расчета, не учитывающая
случайного характера отклонений параметров
и условий, практически непригодна. Оценка
надежности – это задача,, в которой многочисленные
второстепенные случайные факторы играют
(наряду с основными) решающую роль, а число
их так велико и влияние столь сложно,
что применение классических методов
решения себя не оправдывает. Математические
методы, которые позволяют численно исследовать
случайные величины, разработаны в теории
вероятностей и в математической статистике.
Последние и составляют основу математического
аппарата теории надежности. Данные разделы
прикладной математики изучают закономерности,
присущие совокупности однородных случайных
событий или величин. Эти закономерности
проявляются тем строже и устойчивее,
чем большая совокупность однородных
случайных событий (величин) рассматривается.
Утверждение, что вероятность
безотказной работы, например, твэла в
течение 300 суток равна 0,95 (95 %), означает,
что из 100 таких твэлов в среднем 95 будут
продолжать работать по истечении 300 суток
и пять выйдут из строя раньше этого срока.
Если вместо твэла рассматривать реактор
в период нормальной эксплуатации, когда
еще не сказывается старение (износ) элементов,
то предыдущее утверждение можно интерпретировать
и так: в 100 случаях пуска реактора приблизительно
95 раз он проработает непрерывно 300 суток
и около 5 раз остановится из-за отказа
раньше этого срока.
Вероятность безотказной работы
Р (t) называют еще законом надежности,
поскольку она прямо связана с интегральным
законом распределения F(t) случайной величины
– времени работы изделия до отказа:
В случае восстанавливаемых
изделий, каким является реактор, под
подразумевается время его работы до первого
отказа или до любого очередного (время
работы между соседними отказами).
Другим показателем безотказности
является средняя наработка до отказа
(или наработка на отказ) Т0, представляющая
собой математическое ожидание случайной
величины : , где – плотность
распределения . Используя правило интегрирования
по частям, легко получить, что
При рассмотрении малого числа
однородных случайных событий (величин)
начинают сказываться случайные отклонения
от закономерности, которая присуща только
массе этих однородных событий (величин).
Для одного единственного случайного
события или одной-единственной реализации
случайной величины такая закономерность
не существует. Использование в этом случае
методов теории вероятностей для предсказания
результата одиночного случайного события
или истинного значения случайной величины
бессмысленно, как и использование классических
методов.
Итак, вероятностно-статист ческий
подход к проблеме надежности реактора
– это не дань моде, а объективное следствие
физической сущности его отказов.
3 Количественные
показатели надежности реактора
В первой части было выяснено,
что надежность реактора (в широком смысле)
количественно определяется показателями
его безотказности, долговечности и ремонтопригодности.
Рассмотрим основные количественные показатели
каждого из перечисленных свойств реактора
в отдельности.
Безотказность
Наиболее полная количественная
характеристика безотказности реактора
– вероятность безотказной работы P(t),
или вероятность того, что в заданных режиме
и условиях эксплуатации в пределах рассматриваемого,
промежутка времени t отказ реактора не
возникнет.
Наряду с Р(t) и Т0 на практике
часто используются еще два показателя
безотказности: для восстанавливаемых
изделий – параметр потока отказов , численно
равный среднему числу отказов в единицу
времени около момента t; для невосстанавливаемых
изделий – интенсивность отказов , представляющая
собой условную вероятность отказа изделия
в единицу времени около момента t при
условии, что до этого момента отказа не
произошло. Из определения по теореме
умножения вероятностей следует, что
В некоторых случаях бывает
полезно, а иногда и просто необходимо
рассматривать безотказность реактора
но отношению к какому-нибудь одному типу
отказов, например только к полным или
только к частичным отказам или же к отказам
какого-то конкретного вида.
Долговечность. Процесс эксплуатации
реактора (восстанавливаемой системы)
можно представить как последовательность
интервалов работоспособности , чередующихся
с интервалами простоя . Интервалы простоя,
в свою очередь, могут включать в себя
периоды плановых профилактических и
ремонтных работ , периоды аварийного
ремонта, связанного с ликвидацией происшедших
отказов , и другие периоды
простоя . Если просуммировать
эти периоды за все время эксплуатации
реактора до снятия его с эксплуатации,
то получим, с одной стороны, полное время
безотказной работы, или технический ресурс
реактора,
а с другой – полную продолжительность
простоев
Технический ресурс реактора
– это суммарная наработка реактора за
весь период эксплуатации до предельного
состояния, т. е. полное время его безотказной
работы, определяемое выражением (4). Различают
полный технический ресурс реактора , который рассчитывают
от начала до конца эксплуатации, и остаточный
технический ресурс , рассчитываемый
от рассматриваемого момента до конца
эксплуатации реактора.
Срок службы реактора календарная
продолжительность эксплуатации реактора
до предельного состояния. В соответствии
со сказанным выше срок службы реактора
Математические ожидания величин и называют средним
ресурсом и средним сроком службы соответственно.
Они являются показателями долговечности
для серии однотипных реакторов, эксплуатируемых
в одинаковых режимах и условиях.
Ремонтопригодность. Количественная
оценка ремонтопригодности –трудоемкость
восстановления работоспособности реактора,
которая определяется затратами труда
и средств на предупреждение, обнаружение
и устранение неисправностей и отказов
реактора с учетом квалификации обслуживающего
персонала, уровня технической оснащенности
и системы организации ремонта. Поскольку
трудоемкость восстановления работоспособности
реактора прямо пропорциональна сумме
полного времени, затраченного на аварийные
ремонты реактора , и полного времени,
затраченного на плановые профилактические
и ремонтные работы , то каждое из этих
времен может быть количественным показателем
ремонтопригодности реактора.
При количественном анализе
надежности наряду с перечисленными показателями
часто используются такие, как среднее
время восстановления Тв, численно
равное среднему времени, затрачиваемому
на восстановление работоспособности
реактора после отказа (включая время
поиска неисправности, подготовку к ремонту
и продолжительность ремонтных работ);
интенсивность восстановления , представляющая
собой условную вероятность восстановления
работоспособности в единицу времени
около момента при условии, что до этого
момента восстановление не закончено.
Обычно считают, что в условиях нормальной
эксплуатации . Тогда
Очевидно, что чем больший период
времени работает реактор, чем большее
количество однотипных реакторов уже
отработало свой срок службы, тем с большей
точностью могут быть оценены показатели
безотказности, долговечности и ремонтопригодности
рассматриваемого реактора.
Надежность
реактора
Нетрудно видеть, что каждый
из рассматриваемых показателей безотказности,
долговечности и ремонтопригодности в
той или иной степени определяет надежность
реактора, однако ни один из них не может
характеризовать ее полностью.
Рассмотрим следующий пример.
Имеются два реактора, предназначенные
для стационарной энергетической установки,
с одинаковыми сроками службы. Пусть вероятность
безотказной работы в течение 600 суток
для первого реактора P1 = 0,9, для второго
Р2 = 0,5.
Какому реактору следует отдать
предпочтение? Ответить на данный вопрос
невозможно, поскольку ничего неизвестно
о временах ремонта и профилактики в каждом
из этих случаев. Может быть, первый реактор,
проработав безотказно 20 месяцев, останавливается
на годовой ремонт, а второй, хотя и работает
безотказно всего 10 месяцев, требует для
восстановления своей работоспособности
нескольких дней. В итоге наработка за
время t второго реактора, а следовательно,
и полная выработка энергии за это время,
может оказаться намного больше наработки
первого реактора, несмотря на больший
параметр потока отказов второго, ибо
он имеет гораздо лучшую ремонтопригодность.
Итак, помимо вероятности безотказной
работы, общая надежность реактора должна
оцениваться такими количественными показателями,
которые учитывают относительный вклад
в срок службы периодов ремонта и профилактики.
Такими показателями являются коэффициент
технического использования, коэффициент
использования установленной мощности,
коэффициент готовности.
Коэффициент технического использования
(КТИ), называемый иногда реакторостроителями
коэффициентом использования календарного
времени (КИКВ), равен отношению «чистого»
времени работы реакторной установки
за некоторый календарный период эксплуатации
к этому периоду t:
где – полное время простоя
реакторной установки за период t. Если
реактор снят с эксплуатации, . Для достаточно
большого периода t нормальной эксплуатации
КТИ численно равен вероятности безотказной
работы реакторной установки в произвольно
выбранный момент времени (внутри этого
периода).
КТИ характеризует в основном
надежность реакторной установки в отношении
полных отказов, приводящих к ее остановке,
и плановых ремонтов. Чем больше таких
отказов, чем больше времени тратится
на их устранение и на проведение плановых
ремонтов, тем ниже КТИ. Обычно для АЭС .
Коэффициент использования
установленной мощности (КИУМ) равен отношению
фактической энерговыработки реакторной
установки за период эксплуатации t к энерговыработке
при работе без остановок на номинальной
мощности:
где – мощность установки в
произвольный момент времени ; – средняя мощность
за период времени (исключая время остановок); –номинальная
(установленная) мощность. Если реакторная
установка эксплуатируется только на
номинальной мощности , то .
Таким образом, КИУМ характеризует
надежность реакторной установки не только
в отношении полных, но и частичных отказов,
которые не приводят к ее остановке, а
требуют снижения мощности. Чем ниже мощность
работающей установки по сравнению с номинальной,
тем ниже КИУМ при постоянном КТИ. Обычно
для АЭС .
Коэффициент готовности равен
отношению чистого времени работы реакторной
установки за календарный период эксплуатации
к сумме этого времени и продолжительности
аварийных ремонтов за период :
Коэффициент готовности, характеризующий
надежность реактора за период, когда
не проводятся его плановые остановки,
численно равен вероятности безотказной
работы установки в произвольный момент
времени между плановыми остановками.
Для АЭС, как правило, .
Заключение
Проблемы надежности реактора
не существовало бы, если заранее был бы
известен момент наступления каждого
отказа, другими словами, если бы отказы
носили не случайный, а строго детерминированный
характер. В этих условиях незадолго до
наступления отказа соответствующего
элемента реактора его либо ремонтировали
бы, либо заменяли новым. Но в действительности
этого нет. На практике течь в канале активной
зоны, или прогорание оболочки твэла, или
обрыв в цепи питания ГЦН и другие отказы
возникают всегда в случайный момент времени,
поскольку каждый из них обусловлен тысячами
самых разнообразных и часто неизвестных
причин.
Список использованной
литературы
1 Емельянов И.Я., Ефанов А.И.,
Константинов Л.В. Научно-технические
основы управления ядерными реакторами.
- М.: Енергоиздат, 1981. - 360 с.
2 Емельянов И.Я., Михан В.И.,
Солонин В.И. Конструирование ядерных
реакторов. - М.: Энергоиздат, 1982. - 400 с.
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И
НАУКИ РЕСПУБЛИКИ
КАЗАХСТАН
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ
имени ШАКАРИМА
города СЕМЕЙ
Инженерно-технологи еский
факультет
(наименование факультета)
Техническая
физика и теплоэнергетика
(наименование кафедры)
СРС
(наименование
работы)
Конструирование
и САПР ЯЭУ
(наименование дисциплины)
Общие вопросы
надежности ядерных реакторов
(тема работы)
Выполнил:
Проверил:
Студент группы ТФ-108
Руководитель Жилгильдинов
Ж.С.
(Ф.И.О. руководителя)
___ Сенченко М.
(подпись)
(Ф.И.О. студента)
