- •Рекомендована література
- •Мета курсу
- •Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
- •Загальна схема ядерного реактору
- •Класифікація ядерних реакторів за призначенням
- •Інтегральні характеристики економічності енергетичних ядерних реакторів
- •Основні вимоги до складових
- •Класифікація ядерних реакторів
- •Основні типи енергетичних реакторів
- •Водо-водяні реактори під тиском
- •Переваги та вади
- •Спрощена принципова теплова схема двоконтурної аес з водо-водяним реактором
- •Принципова конструкція водо-водяного реактору під тиском
- •Еволюція водо-водяних реакторів типу ввер
- •Водо-водяний реактор типу ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Конструкційні рішення реактору ввер-440
- •Твз реактору ввер-440
- •Твел реактора ввер-440
- •Регулювання в реакторі ввер-440
- •Контроль параметрів реактору ввер-440
- •Перевантаження палива в реакторі ввер-440
- •Водо-водяний реактор типу ввер-1000
- •Ключові відмінності від ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Будівельні рішення енергоблоку з ру типу ввер-1000
- •Компоновка обладнання в го
- •Відмітки розміщення основного обладнання в го
- •Конструкційні рішення реактору ввер-1000
- •Кришка реактора
- •Кільце опорне
- •Кільце упорне
- •Паливо реактору ввер-1000
- •Регулювання в реакторі ввер-1000
- •Обладнання бетонної шахти реактора
- •Технологічні системи очистки/підготовки робочих середовищ
- •Системи спецводоочистки (сво)
- •Розчиновий вузол
- •Система борного регулювання
- •Система подувки-поднитки первого контура
- •Система организованных протечек
- •Система промконтура
- •Система спецгазоочистки
- •Установки спалювання водню
- •Системи безпеки ввер-1000
- •Загальні принципи побудови систем безпеки
- •Структура систем безпеки
- •Саоз ввер-1000
- •Система аварийного впрыска бора высокого давления
- •Система аварийной подпитки высокого давления
- •Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы
- •Система защиты второго контура ввэр-1000 от превышения давления
- •Система удаления парогазовой смеси из первого контура
- •Система аварийного электроснабжения (саэ)
- •Системы технического водоснабжения (ств) аэс
- •Системы охлаждения потребителей реакторного отделения
- •Спринклерные системы
- •Управляющие сб эб аэс
- •Водо-водяний реактор типу ввер в-392
- •Водо-водяні реактори під тиском «західного» проекту
- •Реакторна установка типу ар-1000
- •Головний циркуляційний контур ар-1000
- •Реактор ар-1000
- •Легководні киплячі реактори
- •Графітові реактори
- •Водо-графітові реактори
- •Газо-графітові реактори
- •Вуглекисло-графітові реактори
- •Гелій-графітові реактори
- •Важководні реактори
- •Загальна інформація
- •Корпусні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані легкою водою
- •Реактори на швидких нейтронах
- •Реактори на швидких нейтронах з Na-теплоносієм
- •Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм
Контроль параметрів реактору ввер-440
16 15
Рис.2.15. Контроль параметрів
І - кришка; ІІ - корпус; ІІІ - АЗ; ІV- кріплення корпуса; V - сухий захист; VІ - бетонна шахта
- температура фланця реактора;
- температура фланця кришки;
- температура теплоносія на виході з реактора;
- концентрація борної кислоти на вході в реактор;
- рівень води в реакторі;
- температура теплоносія на виході з ТВЗ;
- температура теплоносія на вході в реактор;
- температура кріплення;
- температура сухого захисту;
- температура бетону;
- енерговиділення по висоті АЗ;
- енерговиділення по радіусу АЗ;
- температура теплоносія на вході в АЗ;
- концентрація борної кислоти на вході в АЗ;
- наявність води в шахті;
- температура корпусу реактора
Специфіка умов контролю - тепловідбір від ТВЗ здійснюється нерозділеним потоком теплоносія (покасетний/потвельний контроль неможливий).
Типи контролю:
температурний контроль теплоносія по різних точках входу та виходу;
просторовий контроль енерговиділення;
контроль концентрації бору по різних точках входу;
температурний контроль конструкційних елементів реактору;
контроль тиску в ГЦК.
Перевантаження палива в реакторі ввер-440
Причини перевантаження після повного відключення навантаження та зупинки реактора:
неможливість надійної герметичності шлюзів під тиском;
утруднене розміщення шлюзів (кришка зайнята приводами СУЗ);
помітний вплив видалення/заміни відпрацьованої ТВЗ на реактивність;
утруднена компенсація об’єму, що вивільнюється при витяганні ТВЗ.
Перевантаження:
зняття навантаження;
зупинка (уведення в АЗ всіх поглинаючих касет СУЗ, додаткове підвищення концентрації борної кислоти в теплоносії);
розхолодження ГЦК;
розчеплення касет СУЗ з приводами;
розущільнення кришки;
зняття кришки разом з блоком приводів СУЗ, транспортування на спеціально відведене місце;
витягнення верхнього блоку захисних труб;
заливання надреакторної шахти водою шаром >10 м (зняття залишкового
тепловиділення та біологічний захист від відпрацьованих ТВЗ при перевантаженні);
вивантаження/переміщення активних ТВЗ (від периферії до центру);
завантаження свіжих ТВЗ (припустимо без води в надреакторній шахті) – 1/3 (3-х річне), 1/4 (4-х річне паливо);
повторення всіх операцій, що передували переміщенню/заміні ТВЗ, у зворотному порядку.
Перевантажувальна машина:
напідложна машина над реакторною шахтою (типу мостового крану);
рухомий візок (пересування мосту та візка покрокове, прив’язане до позицій ТВЗ в АЗ);
перевантажувальна телескопічна штанга з захоплюючим пристроєм під верхню голівку ТВЗ.
Водо-водяний реактор типу ввер-1000
Ключові відмінності від ввер-440
згладження розподілу енерговиділення по об’єму АЗ (середнє значення 83 – 111 МВт/м3) - кластерна система регулювання потужності (кластер – пучок стержнів, що вводяться в ТВЗ);
удосконалення внутриреакторного контролю (зменшення невиправданого запасу основних теплофізичних величин до гранично-припустимих значень);
збільшення витрат (39 000 – 80 000 м3/г), тиску (12,5 – 16,0 МПа) та температури (300 – 322оС) теплоносія;
збільшення об’єму АЗ (3,56х2,88 м - 4,07х3,12 м)
