Cтраница 1

Мощность реактора регулируют, изменяя величину р, поэтому р обычно является функцией времени. Число групп т, как правило, равно 6 - 10, иногда более (в зависимости от типа реактора), в связи с чем классическое решение системы этих уравнений представляет собой сложную задачу. Система уравнений характеризует кинетику реактора только при упрощающих предположениях, однако для большинства практических случаев применения достигаемая точность вполне достаточна.  

Мощность реакторов здесь также доведена до 36 тыс. т / год.  

Мощность реактора может быть выраженз в ваттах, киловаттах или мегаваттах. Между мощностью, средним потоком нейтронов и объемом реактора существует непосредственная связь.  

Мощность реактора в значительной степени зависит от его системы охлаждения. В этом заключается особенность ядерных реакторов как источников энергии. Мгновенная мощность определяется числом атомов, подвергающихся делению за 1 сек. В некоторых реакторах достаточно удалить управляющие стержни, чтобы возникла цепная реакция, а для стабилизации реакции (когда достигнут определенный уровень) снова ввести стержни в реактор. При этом, естественно, предполагается, что материалы, из которых построен реактор, хорошо выдерживают ту температуру, которая там может возникнуть, причем это зависит лишь от эффективности системы охлаждения.  

Мощность реактора как генератора пара определяется количеством каналов и мощностью каждого из них. При данных параметрах каналов паро-производительность реактора-парогенератора зависит от числа каналов. Чем их больше, тем выше паро - производительность, однако усложняется конструкция установки и ее эксплуатация.  

Однолинейная схема компенсатора реактивной мощности с параллельным включением управляемого реактора со стержневым магнитопроводом с подмагничиванием постоянным током и нерегулируемой емкости.

Мощность реактора изменяется от номинальной до мощности холостого хода менее чем за 2 с. Обмотки переменного тока каждой фазы располагаются на двух вертикальных стержнях отдельного сердечника.  

Мощность реакторов Qp0, предназначаемых для регулирования напряжения на промежуточной подстанции, равна сумме реактивных мощностей концов участка, примыкающих к подстанции.  

Мощность реакторов промежуточных компенсирующих пунктов КП равна сумме стоков реактивных мощностей концов участков, примыкающих к КП.  

Мощность реактора. Диапазоны мощности

Наименование параметра	Значение
Тема статьи:	Мощность реактора. Диапазоны мощности
Рубрика (тематическая категория)	Математика

Во время эксплуатации ядерного реактора должна обеспечиваться работоспособность активной зоны в течение кампании ядерного реактора, что обусловлено нахождением значений критериев теплотехнической надежности АЗ в допустимых проектных пределах. Работоспособность активной зоны практически обеспечивается надежностью ТВЭЛов - наиболее ответственных конструкционных узлов ЯР.

В течение всœей кампании работоспособность ТВЭЛов обеспечивается созданием таких условий, которые бы исключали эксплуатационные причины повреждения и разгерметизации ТВЭЛов и повышения активности теплоносителя выше установленной нормы. Во время эксплуатации ядерного реактора нельзя допускать перегрева ТВЭЛов из-за непредвиденного возрастания мощности ЯР, изменения распределœения энерговыделœения в активной зоне, ухудшения охлаждения ТВЭЛов, отклонения от норм химического состава теплоносителя. Для этого оператору крайне важно:

Строго поддерживать в пределах допустимой скорость изменения мощности и температуры при пуске, разогреве, на энергетическом уровне, при остановке и во время расхолаживания ЯР;

Соблюдать температурный режим активной зоны (допустимые температуры на входе и выходе ЯР, в ТК);

Ограничивать мощность при возникновении перекосов энерговыделœения, обусловленных непредвиденным расположением КР, ксеноновыми волнами и др.;

Не допускать разбаланса между энерговыделœением и теплосъемом при изменении циркуляции теплоносителя;

Обеспечивать нормальный режим расхолаживания после плановых н аварийных остановок ЯР.

Главное условие надежной работы активной зоны в течение кампании – поддержание полного баланса между:

а) мощностью, выделяющейся в топливе, которая создает тепловой поток q F с поверхности ТВЭЛов F ТВЭЛ:

q F =N p /F ТВЭЛ, Вт/м 2 ;

б) мощностью, переходящей от ТВЭЛов к теплоносителю

N p =a F ТВЭЛ (t об –t т);

в) мощностью, отводимой теплоносителœем от активной зоны

N p =G 1к с p (t вых –t вх),

где a – коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки ТВЭЛа, имеющей температуру t об к теплоносителю, имеющему температуру t т; t вых, t вх – температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в реактор, G 1к – расход теплоносителя первого контура через реактор, с p – теплоемкость теплоносителя.

Отклонение N, t, G, P и других параметров первого и второго контуров от заданных для данного режима работы влечет за собой нарушение теплового баланса в активной зоне, что может привести к очень серьезным последствиям. Особенно опасны кризисы теплообмена первого и второго рода.

При больших мощностях на наиболее энергонапряженных участках ТК температура оболочки ТВЭЛов может достигать температуры насыщения теплоносителя при данном давлении и превышать ее. В этих местах: начинается поверхностное пузырьковое кипение при недогреве общего потока теплоносителя до кипения. Сегодня пузырьковое кипение допускается во многих ЯР, оно интенсифицирует теплосъем и не вызывает особых опасений, хотя на границах участка с пузырьковым кипением, будет наблюдаться неустойчивый режим, сопровождаемый колебаниями температуры поверхности ТВЭЛов и, следовательно, колебаниями термических напряжений.

В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда в недогретой до кипения воде скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛа превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает так называемый кризис первого рода: тепловой поток достигает критического значения, при котором на поверхности ТВЭЛов образуется паровая пленка, (пленочное кипение), температура ТВЭЛа резко возрастает - он начинает плавиться. Чтобы не допустить пленочного кипения, крайне важно так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном ТВЭЛе существовал запас по критической тепловой нагрузке:

,

(8.27)

где q кр – критический тепловой поток, Вт/м 2 ; k v – объёмный коэффициент неравномерности; – средний тепловой поток, ВТ/м 2 .

В активной зоне современных энергетических ЯР на быстрых нейтронах тепловые потоки с поверхности ТВЭЛов достигают 2,5×10 6 Вт/м 2 и выше, для тепловых ЯР они примерно в 2 раза меньше.

Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объёмного кипения, что возможно, к примеру, в случае снижения давления в контуре, уменьшении расхода теплоносителя. При омывании ТВЭЛа пароводяной средой с большим паросодержанием теплоотдача от поверхности осуществляется через жидкую пристеночную пленку. В момент достижения определœенного (граничного) паросодержания жидкая пленка начинает высыхать, а температура поверхности ТВЭЛа расти, достигая недопустимых значений. Чтобы исключить кризис второго рода, крайне важно, прежде всœего, не допускать объёмного кипения теплоносителя и граничного паросодержания в активной зоне.

Τᴀᴋᴎᴍ ᴏϬᴩᴀᴈᴏᴍ, основным фактором, приводящим к возникновению нарушений температурного режима активной зоны является величина тепловой мощности реактора и скорость ее изменения в переходных режимах. Вследствие этого во время эксплуатации должен быть организован непрерывный контроль за мощностью реактора.

Как известно, мощность реактора определяется энерговыделœением в его активной зоне. В свою очередь, как показано в гл.3, энерговыделœение зависит от количества делœений ядер топлива, а, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих это делœение. Количество выделяющегося тепла в единице объёма активной зоны описывается следующими выражением:

,

(8.28)

где – средняя удельная мощность (энергонапряженность) активной зоны, ᴛ.ᴇ. мощность в единице объёма, кВТ/см 3 ;

– средняя плотность потока тепловых нейтронов, нейтр/см 2 с;

– макроскопическое эффективное поперечное сечение делœения 235 U, 1/см.

На основании соотношения (5.28) мощность реактора определяется как

,

(8.29)

где V аз – объём активной зоны, см 3 .

В выражении (8.29) числитель определяет количество делœений в активной зоне реактора, происходящих в единицу времени, а знаменатель – количество делœений ядер топлива в секунду, соответствующее мощности 1 кВт. Напомним, что поток тепловых нейтронов и энерговыделœение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора.

Поскольку N p ~Ф (кВт),то измерение плотности потока нейтронов в реакторе используют для оперативного контроля так называемой нейтронной мощности реактора и функционирования аварийной защиты реактора.

Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора - она должна быть практически безынерционна. В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы. Οʜᴎ одновременно служат датчиками для определœения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью. Мгновенное значение периода T и скорость изменения плотности нейтронов dn/dt связаны зависимостью

,

(8.30)

где п - плотность нейтронов, а Т - период реактора.

При эксплуатации реактора измеряются как средняя плотность нейтронов по всœей активной зоне, так и локальные значения. При измерении средней плотности нейтронов детекторы выносятся за пределы активной зоны, а для определœения локальных значений они размещаются непосредственно в активной зоне. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.

Учитывая зависимость отплотности потока нейтронов используются различные способы градуировки. В области низких значений плотности нейтронов, при так называемых нулевых мощностях, когда подогрев теплоносителя практически, отсутствует широко используется способ, основанный на активации металлических фольᴦ. Он состоит в том, что в активную зону вводятся тонкие металлические фольги или проволочки, которые облучаются потоком нейтронов строго определœенное время. После их извлечения измеряется наведенная активность, пропорциональная интегральному потоку нейтронов в том месте, где размещалась фольга. Связь активности фольги с потоком нейтронов определяется сравнением со специальным калибровочным источником нейтронов.

Для градуировки нейтронных детекторов в рабочем (энергетическом) диапазоне мощностей производят определœение тепловой мощности реактора методом теплового баланса.

а) по параметрам первого контура

,

(8.31)

б) по параметрам второго контура

,

(8.32)

в) по расходу пара из парогенераторов

,

(8.33)

где G I – расход теплоносителя первого контура, кг/с; D ПВ, D ПГ –расходы соответственно питательной воды второго контура и пара из парогенераторов, кг/с; h вых, h вх – энтальпия теплоносителя I контура на выходе из реактора и на входе в реактор, кДж/кг; h пар, h ПВ – энтальпия пара и питательной воды второго контура, кДж/кг;

При составлении уравнений теплового баланса для конкретного ЯР крайне важно также учитывать всœе входящие и выходящие из контура дополнительные потоки (расходы продувки, подпитки, утечек из контура и т.д.).

Мощность реактора. Диапазоны мощности - понятие и виды. Классификация и особенности категории "Мощность реактора. Диапазоны мощности" 2017, 2018.

Cтраница 1

Тепловая мощность реактора составляет 180 МВт; из 46 МВт, вырабатываемых электрическими генераторами, 7 МВт расходуется на собственные нужды станции.  

Тепловая мощность реактора составляет 1470 МВт, электрическая 600 МВт. Установка рабэтает по трехконтурной схеме. Теплоносителем первого и промежуточного контуров является жидкий натрий, однако температура теплой эсителя заметно выше, чем на АЭС в г. Шевченко. В первом контуре на входе в активную зону она составляет 380 С, а на выходе 550 С. В ПГ генерируется перегретый пар давлением 13 7 МПа, давление пара перед турбиной составляет 12 7 МПа, а температура 500 С.  

Схема двухконтурной атом - iioi t энергетической установки.

Тепловая мощность реактора может изменяться к широких пределах. Этот диапазон значительно больше, чем в обычных котельных установках. Однако производительность АЭС определяется не только тепловой мощностью реактора, но и рядом других факторов, в частности интенсивностью отвода теплоты. Определенные ограничения на параметры атомных реакторов (а следовательно, на их экономичность и производительность) накладывают и физические свойства ядерного топлива, например термическая стойкость.  

Тепловую мощность реактора определяют по количеству теплоты, передаваемой теплоносителем в парогенератор.  

Под тепловой мощностью реактора понимают полное количество тепла, выделяющееся в нем в течение часа.  

Так как тепловая мощность реактора, его параметры и технико-экономические показатели во всех рассматриваемых вариантах АЭС, как указывалось выше, приняты неизменными (меняется мощность электрического генератора), все затраты на реактор и ядерное горючее исключены из рассмотрения. В этом случае за критерий эффективности при оптимизации принимаем величину изменяющейся части расчетных затрат A3, которая является сложной нелинейной функцией многих переменных.  

Возмущениями для АРД являются тепловая мощность реактора и расход питательной воды. Так как на расход пара АРД оказывает действие через гидравлический регулятор турбины, электрическая сеть также оказывает влияние на давление пара. Поэтому, строго говоря, расчет АРД должен проводиться с учетом динамики PC турбины. Однако для уменьшения возмущения реактора со стороны электрической сети через турбогенератор и АРД, его быстродействие ограничивают.  

Возмущениями в данной САУ является тепловая мощность ит реактора и электрическая мощность пэ генератора.  

Для определения количества тепла по реактору (тепловая мощность реактора) необходимо учитывать потери тепла в первичном контуре теплоносителя и самом реакторе. Выделение ядерной энергии в реакторах осуществляется без затраты воздуха, и продуктами выгорания расщепляющегося неорганического топлива являются радиоактивные осколки ядер, остающихся в горючем. Таким образом, продукты расщепления сохраняют определенную промышленную ценность. Такие реакторы называют размножающими.  

Глава 4. Измерение ядерно-физических параметров реакторов.

4. ИЗМЕРЕНИЕ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРОВ.

4.1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ ОБ ИЗМЕРЕНИИ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА.

Основными параметрами работы ядерного реактора являют­ся: мощность, скорость ее изменения (реактивность и период) и распределение энерговыделения в активной зоне. По показате­лям ядерно-физических параметров устанавливаются оптималь­ные режимы работы реактора .

Измерение мощности Р реактора может проводиться по теп­лотехническим параметрам (температурному перепаду t вых и t вх и расходу теплоносителя Q T :

Р=с Q T (t вых -t вх ). (4.1)

Однако этот метод имеет существенные недостатки: большую инерционность и невозможность применения на малых уровнях мощности. Кроме того, измерение расхода теплоносителя дает достаточно большую погрешность. Таким образом, измерение тепловой мощности может быть использовано для расчетов технико-экономических показателей, но не для управления реактором.

Измерение ядерно-физических параметров реактора практи­чески свободно от указанных выше недостатков. Измерение плотности нейтронного потока в активной зоне реактора позво­ляет измерять мощность реактора от "нулевой" до "номиналь­ной", т.к. уровень мощности реактора пропорционален числу нейтронов в активной зоне.

Сигнал измерительного преобразователя нейтронов I и тепло­вая мощность реактора Р связаны приближенным выражением:

Р=К 1 К 2 К 3 I , (4.2)

где К 1 - коэффициент связи между нейтронным потоком в месте установки преобразователя и сигналом преобразователя;

К 2 - коэффициент связи между средним потоком нейтронов в реакторе и потоком нейтронов в месте установки преобразователя;

К 3 - коэффициент связи между тепловой мощностью и средним потоком нейтронов в реакторе.

Отличительной особенностью ядерного реактора как объекта контроля и управления является то, что пуск его начинается с весьма низкого уровня мощности. Поэтому измерение мощности должно вестись в широком диапазоне от самого низкого уровня до уровня, превышающего номинальную мощность. Охват измерений в таком широком диапазоне одним прибором невозможен, поэтому используется несколько измерительных приборов с различной чувствительностью. На рис. 4.1 показано приблизительное распределение диапазонов контроля мощности реактора.

Рис.4.1. Диапазоны контроля мощности.

Выделяют следующие режимы работы реактора.

Остановленный реактор, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Минимальный уровень мощности остановленного реактора может составлять 10 -11 – 10 -10 от номинального уровня. Энерговыделение определяет, в основном, остаточное γ- излучение.

Пуск реактора, когда реактор выводится из подкритического состояния в критическое. Это состояние соответствует увеличению мощности до 10 -10 - 10 -8 от номинальной. В этом режиме реактор регулируется вручную оператором. Регулирующие стержни извлекаются небольшими шагами. Скорость изменения реактивности определяется заданным периодом разгона реактора. В этом режиме от средств управления требуется надежный контроль мощности и периода разгона.

Вывод на мощность. В этом режиме мощность реактора повышается до уровня 1 - 2% номинальной, с которого начинается прогрев элементов за счет деления ядер. Средства управления обеспечивают необходимую скорость подъема и компенсацию изменения реактивности, связанную с разогревом реактора и подъемом мощности. Особое внимание уделяется переходным режимам работы всех элементов системы.

Работа на номинальной мощности. В этом режиме реактор должен удовлетворять требованиям энергосистемы. Системы управления обеспечивают управление и защиту реактора, компенсируют отравление реактора ксеноном и выгорание.

Остановка реактора. Режим остановки осуществляется регулируемым введением отрицательной реактивности. Мощность реактора меняется от номинального уровня до минимального, соответствующего остановленному реактору.

Приведенные режимы работы реакторов обуславливают раз­личные требования к системам управления и защиты реактора. Измерительные каналы разделяются на отдельные подсистемы: пусковые каналы и каналы контроля реактора на энергетичес­ких уровнях мощности.

Пусковые каналы контролируют плотность потока нейтронов и период реактора в подкритическом состоянии, при выводе реактора в критическое состояние и при подъеме мощности до (0,1 - 1) ном. Информация о потоке нейтронов осуществляется при помощи импульсных и токовых приборов с логарифмическими шкалами, охватывающими 6-7 порядков изменения потока нейтронов.

Измерительные преобразователи для контроля мощности, периода и реактивности устанавливают за пределами активной зоны, В канальных реакторах (рис.4.2) преобразователи 3 уста­навливают между отражателем 1 реактора 2 и биологической за­щитой 4, в корпусных реакторах - между корпусом и защитой.

: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).

Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.

Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).

Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)

Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -

Бизнес идеи