Общие вопросы надежности ядерных установок

 

 

 

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-технологический 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)

 

__________            ____________                            _________                 _______

(оценка)                                                     (дата)                                                                    (подпись)                                             (дата)

 

 

 

 

 

 

Семей

2014