Реакторы служат для ограничения токов КЗ в мощных электроустановках, а также позволяют поддерживать на шинах определенный уровень напряжения при повреждениях за реакторами.

Основная область применения реакторов -- электрические сети напряжением 6--10 кВ. Иногда токоограничивающие реакторы используются в установках 35 кВ и выше, а также при напряжении ниже 1000 В.

Реактор представляет собой индуктивную катушку, не имеющую сердечника из магнитного материала. Благодаря этому он обладает постоянным индуктивным сопротивлением, не зависящим от протекающего тока.

Схемы включения реакторов представлены на рис. 3.48.

Для мощных и ответственных линий может применяться индивидуальное реактирование (рис. 1.3, а). Когда через реактор питается группа линий (например, в системе собственных нужд), его называют групповым (рис. 1.3, 6). Реактор, включаемый между секциями распределительных устройств, называют секционным реактором (рис. 1.3, в).

Рис. 1.3. Схемы включения реакторов: а - индивидуальное реактирование; б - групповой реактор;

в - секционный реактор

Основным параметром реактора является его индуктивное сопротивление

x р = щL, Ом. В некоторых каталогах приводится

x р % = (x р v3I ном? U ном)?100

где I ном -- номинальный ток реактора, А; U ном -- номинальное напряжение реактора, В.

Поддержание более высокого уровня остаточного напряжения благоприятно сказывается на потребителях электроэнергии, питающихся от того же источника, что и поврежденная цепь. С учетом этого в режиме КЗ целесообразно иметь возможно большее значение индуктивного сопротивления х р.

Однако по условиям работы электроустановки в нормальном режиме чрезмерно увеличивать сопротивление реактора нельзя из-за одновременного увеличения потери напряжения в реакторе при протекании рабочего пока. Особенно это заметно при использовании реакторов в качестве групповых и индивидуальных. Схемы реактированной линии и диаграммы, характеризующие распределения напряжений в нормальном режиме работы, приведены на рис. 3.50. На векторной диаграмме изображены: 1 - фазное напряжение перед реактором, р - фазное напряжение после реактора и - ток, проходящий по цепи.

Рис. 1.4. Ограничение тока КЗ и поддержание напряжения на шинах при помощи реакторов: напряжение на шинах при отсутствии (а) и наличии (б) реактора

Угол ц соответствует сдвигу фаз между напряжением после реактора и током. Угол Ш между векторами 1 и p представляет собой дополнительный сдвиг фаз, вызванный индуктивным сопротивлением реактора. Если не учитывать активное сопротивление реактора, отрезок АС предмет собой падение напряжения в индуктивном сопротивлении реактора.

Рис1.5.

Рис 1.6. Нормальный режим работы цепи с реактором: а - схема цепи; б - диаграмма; в - векторная диаграмма

Рис.1.7. Фаза реактора серии РБ: 1 - обмотка реактора; 2 - бетонные колонны; 3 - опорные изоляторы

Алгебраическая разность напряжений до реактора и после него, т.е. отрезок AB, соответствует потере напряжения в реакторе. Опустив из точки C перпендикуляр на вектор ОВ и пренебрегая незначительным отрезком ВВ 1 , можно считать потерей напряжения отрезок АВ 1 . из треугольника АСВ 1 нетрудно вывести приближенное выражение для определения потери напряжения в реакторе. Потеря напряжения в реакторе при протекании тока I и заданном значении cos ц определяется из выражения

U p %=x p (v3Isin ц? U ном)100

где U ном - номинальное напряжение установки, где используется реактор.

Допустимая потеря напряжения в реакторе обычно не превышает 1,5 - 2%.

Значительная потеря напряжения в нормальном режиме работы цепи не позволяет устанавливать индивидуальные и групповые реакторы большого сопротивления. Поэтому для случаев, когда требуются значительные ограничения тока КЗ, разрабатывают специальные более сложные устройства, так называемые БТУ - безынерционные токоограничивающие устройства.

На рис. 1.5 приведена схема простейшего БТУ, в состав которого входят: реактор с большим индуктивным сопротивлением, емкость, настроенная в резонанс с реактором так, чтобы результирующее сопротивление БТУ в нормальном режиме приближалось к минимально возможному. Параллельно емкости включена индуктивность в нормальном режиме с ненасыщенным ферромагнитным сердечником. Индуктивность в нормальном режиме имеет большое сопротивление, и ток через нее мал. При КЗ ток через емкость возрастает, увеличивается падение напряжения на ней, а следовательно, и напряжение на индуктивности. Последняя переходит в режим насыщения сердечника, резко уменьшает свое сопротивление и закорачивает емкость. Ток КЗ ограничивается нескомпенсированным в данном случае реактором. В стадии разработки находятся БТУ различных типов.

Ограничений по потере напряжения в нормальном режиме работы нет в случае секционного реактора, поэтому его сопротивление может быть взято существенно большим, чем в случае индивидуального или группового реактора. На случай режимов, отличных от нормального, может быть применено временное шунтирование реактора.

В настоящее время наибольшее распространение получили бетонные реакторы с алюминиевой обмоткой марки РБ.

Алюминиевые проводники обмотки реакторов покрываются несколькими слоями кабельной бумаги и хлопчатобумажной оплеткой. Обмотка наматывается на специальный каркас, а затем в определенных местах заливается бетоном. Бетон образует колонны, которые закрепляют витки обмотки, предотвращая их смещение под действием собственной массы и электродинамических усилий при протекании токов КЗ. Изоляция реактора от заземленных конструкций, а при вертикальной установке и от соседних фаз осуществляется при помощи опорных фарфоровых изоляторов (рис. 1.7).

Бетонные реакторы выпускаются отечественной промышленностью на номинальные токи до 4000 A и изготавливаются для вертикальной, горизонтальной и ступенчатой установки (рис. 1.8).

В обмотках реактора при протекании по ним тока имеют место потери активной мощности, составляющие обычно 0,1 - 0,2% проходной мощности. При номинальном токе более 1000 A эти потери настолько значительны, что требуется выполнять искусственное охлаждение реактора (вентиляция камер).

Рис.1.8. Способы монтажа реакторов: а - вертикальный монтаж; б - ступенчатый; в - горизонтальная установка фаз

: … 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 -

Реакторы служат для ограничения токов КЗ в мощных электро­установках, а также позволяют поддерживать на шинах определенный уровень напряжения при повреждениях за реакторами.

Основная область применения реакторов - электрические сети напряжением 6¾10 кв. Иногда токоограничивающие реакторы используются в установках 35 кВ и выше, а также при напряжении ниже 1000 В.

Рис. 3.43. Нормальный режим работы цепи с реактором:

а- схема цепи; б - диаграмма напряжений: в - векторная диаграмма

Схемы реактированной линии и диаграммы, характеризующие распределения напряжений в нормальном режиме работы, приведены на рис. 3.43.

На векторной диаграмме изображены: U 1 - фазное напряжение перед реактором, U р - фазное напряжение после реактора и I - ток, проходящий по цепи. Угол j соответствует сдвигу фаз между напряжением после реактора и током. Угол y между векторами U 1 и U 2 представляет собой допол­нительный сдвиг фаз, вызванный индуктивным сопротивлением реактора. Если не учитывать активное сопротивление реактора, отрезок АС пред­ставляет собой падение напряжения в индуктивном сопротивлении реактора.

Реактор (рис. 3.44) представляет собой индуктивную катушку, не имеющую сердечника из магнитного материала. Благодаря этому он обладает постоянным индуктивным сопротивлением, не зависящим от протекающего тока.

Рис. 3.44. Фаза реактора серии РБ:

1 – обмотка реактора, 2 – бетонные колонны,

3 – опорные изоляторы

Для мощных и ответственных линий может применяться индивидуальное реактирование.

В электроустановках находят широкое применение сдвоенные бетонные реакторы с алюминиевой обмоткой для внутренней и наружной установки типа РБС.

Недостатком реакторов является наличие в них потерь мощности 0,15-0,4 % от проходящей через реактор и напряжения

, (4.30)

где х р %, I н - паспортные данные реактора; I , sinj - параметры режима питающейся через реактор установки.

Рис. 3.8. Места установки реакторов: а - между секциями сборных шин электростанций; б - на отдельных отходящих линиях; в - на секции распределительного устройства подстанции (групповой реактор)

Для снижения потерь напряжения в нормальных режимах в качестве групповых реакторов применяются, как правило, сдвоенные реакторы. Сдвоенный реактор (рис. 4.9) отличается от обычного наличием вывода от середины обмотки. Обе ветви сдвоенного реактора располагаются одна над другой при одинаковом направлении витков обмотки.

Рис. 4.9. Схема сдвоенного реактора

Индуктивное сопротивление каждой ветви реактора при отсутствии тока в другой ветви

Определим индуктивное сопротивление ветви сдвоенного реактора при протекании по его ветвям одинаковых токов нагрузки.

Падение напряжения в ветви реактора составит:

Таким образом, при протекании токов в обеих ветвях

. (4.33)

Обычно k св = 0,4¸0,5.

При КЗ за одной ветвью и отключении другой ветви

. (4.34)

При подпитке КЗ со стороны второй ветви ток в последней меняет направление, изменит знак также и взаимная индукция между обмотками, а следовательно, сопротивление реактора увеличится:

Реакторы выбирают по номинальным напряжению, току и индуктивному сопротивлению.

Номинальное напряжение выбирают в соответствии с номинальным напряжением установки. При этом предполагается, что реакторы должны длительно выдерживать максимальные рабочие напряжения, которые могут иметь место в процессе эксплуатации. Допускается исполь­зование реакторов в электроустановках с номинальным напряжением, меньшим номинального напряжения реакторов.

Номинальный ток реактора (ветви сдвоенного реактора) не должен быть меньше максимального длительного тока нагрузки цепи, в которую он включен:

I ном ³ I max

Для шинных (секционных) реакторов номинальный ток подбирается в зависимости от схемы их включения.

Индуктивное сопротивление реактора определяют, исходя из условий ограничения тока КЗ до заданного уровня. В большинстве случаев уровень ограничения тока КЗ определяется по коммутационной способности выключателей, намечаемых к установке или установленных в данной точке сети.

Как правило, первоначально известно начальное значение периоди­ческого тока КЗ I п.о. , котороеспомощью реактора необходимо уменьшить до требуемого уровня.

Рассмотрим порядок определения сопротивления индивидуального реактора. Требуется ограничить ток КЗ так, чтобы можно было в данной цепи установить выключатель с номинальным током отключения I ном.отк. (действующее значение периодической составляющей тока отключения).

По значению I ном.отк определяется начальное значение периодической составляющей тока КЗ, при котором обеспечивается коммутационная способность выключателя. Для упрощения обычно принимают I п.о.треб = I ном.отк.

Результирующее сопротивление, Ом, цепи КЗ до установки реактора можно определить по выражению

Требуемое сопротивление цепи КЗ для обеспечения I п.о.треб.

Разность полученных значений сопротивлений даст требуемое сопротивление реактора

.

Сопротивление секционного реактора выбирается из условий наиболее
эффективного ограничения токов КЗ при замыкании на одной секции. Обычно оно принимается таким, что падение напряжения на реакторе при протекании по нему номинального тока достигает 0,08¾0,12 номи­нального напряжения, т. е.

.

В нормальных же условиях длительной работы ток и потери напря­жения в секционных реакторах значительно ниже.

Фактическое значение тока при КЗ за реактором определяется сле­дующим образом. Вычисляется значение результирующего сопротивления цепи КЗ с учетом реактора

,

а затем определяется начальное значение периодической составляющей тока КЗ:

Аналогично выбирается сопротивление групповых и сдвоенных реакторов. В последнем случае определяют сопротивление ветви сдвоенного реактора X р = X в.

Выбранный реактор следует проверить на электродинамическую и тер­мическую стойкость при протекании через него тока КЗ.

Электродинамическая стойкость реактора гарантируется при соблюде­нии следующего условия:

Термическая стойкость реактора гарантируется при соблюде­нии следующего условия:

Для установки в нейтрали силовых трансформаторов и присоединениях отходящих линий на напряжение 6¾35кВ рекомендуются к установке сухие токоограничивающие реакторы с полимерной изоляцией.

Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют ядерными реакторами . В реакторе процесс высвобождения энергии идет постепенно, поскольку в цепной реакции деления нейтроны освобождаются не одновременно. Большая часть нейтронов образуется менее чем через 0,001 секунды – это так называемые мгновенные нейтроны. Другая часть (около 0,7%) образуется через 13 секунд – это запоздалые нейтроны. Именно они дают возможность регулировать скорость прохождения цепной реакции при помощи специальных стержней, которые поглощают избыток нейтронов. Стержни вводятся в активную зону реактора и стабилизируют процесс размножение нейтронов на безопасном уровне.

Что собой представляет ядерный реактор?

Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах

Основным элементом ядерного реактора является активная зона , в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO 2). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду.

Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м 3 воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит).

Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д.

Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны ) представлена на рисунке.

Тип ядерного реактора на ЧАЭС

На Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Цифра 1000 указывает мощность энергетической установки, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Необходимо отметить, что ядерный реактор, кроме энергетической мощности имеет тепловую мощность выделения тепла в реакторе. Тепловая энергия составляет 3000 мегаватт. Используя эти два значения (значения тепловой и энергетической мощности) можно легко рассчитать коэффициент полезного действия ядерного реактора РБКМ–1000 – 31%.

Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть, наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который нагреваясь превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию. Такая схема генерации энергии позволила сконструировать мощные реакторы. Так, активная зона РБМК имеет вид вертикального цилиндра высотой 7 метров, а диаметр 11,8 метров. Весь внутренний объем реактора заполнен графитовыми блоками размерами 25x25x60 см 3 . Общий вес графита в реакторе составляет 1850 тонн.

Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом.

ЧАЭС: Устройство реактора РБМК

Общее устройство реактора РБМК :

1 – опорная металлоконструкция;

2 – индивидуальные водяные трубопроводы;

3 – нижняя металлоконструкция;

4 – боковая биологическая защита;

5 – графитовая кладка;

6 – барабан-сепаратор;

7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы;

8 – верхняя металлоконструкция;

9 – разгрузочно-загрузочная машина;

10 – верхнее центральное перекрытие;

11 – верхнее боковое перекрытие;

12 – система контроля герметичности оболочек твэлов;

13 – главный циркуляционный насос.

В реакторах типа РБМК находится 1661 канал в которых размещены кассеты с ядерным топливом. Ядерное топливо – двуокись урана, который запечен в виде таблеток. Такие таблетки имеют диаметр около одного сантиметра и высотой полтора сантиметра. Таблетки собирают в колону в количестве двухсот штук и загружают в ТВЭЛ. ТВЭЛ – пустотелый циркониевый цилиндр с примесью (1%) ниобия, длинной 3,5 метра и диаметров 13,5 мм. 36 ТВЭЛов собирают в кассету, которая вставляется в канал реактора. Общий вес урана, который при этом загружается в реактор – 190 тонн. В других 211 каналах реактора двигаются стержни-поглотители.

Литературные источники:

• Бар"яхтар В.Г. та ін. Радіація. Що ми про неї знаємо? / В.Г.Бар"яхтар, В.І. Стрижак, В.О.Поярков. К.: Наук.думка, 1991. – 32 с.
• Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика: В 2-х т. Т.1. Физика атомного ядра. – М.: Атомиздат, 1974 – 584 с.
• Пристер Б.С., Лощилов Н.А., Немец О.Ф., Поярков В.А. Основы сельскохозяйственной радиологии. – Киев: Урожай, 1988. - 256 с.

Доверенности