- •Оглавление
- •1. Реакторные измерения.
- •2 Нейтронные источники.
- •3 Период реактора. Мгновенный период.
- •4 Реактиметр. Принцип действия.
- •5 Контроль работы реактора.
- •6 Основные контролируемые параметры реактора
- •7 Системы регулирования ядерным реактором.
- •8 Система управления и защиты. Состав суз реактора ввэр-1000.
- •9 Аппаратура контроля нейтронного потока.
- •10 Какие параметры контролирует система акпн.
- •11 Состав системы акпн.
- •12 Диапазоны измерения плотности потока нейтронов на ядерном реакторе.
- •13 Градуировка нейтронных детекторов.
- •14 Принцип работы ионизационных камер для контроля потока нейтронов.
- •15 Компенсированные и некомпенсированные ик. Принцип действия.
- •16 Чувствительность ик в импульсном и токовом режимах работы.
- •17 Назначение и состав системы сврк.
- •18 Функции и контролируемые параметры системы сврк.
- •19 Внутриреакторные датчики контроля потока нейтронов. Преимущества и недостатки.
- •20 Принцип работы датчиков дпз
- •21 Датчики контроля температуры.
- •22 Схема управления яр. Регулирующие стержни и компенсирующая система.
- •23 Схема управления яр. Система аварийной защиты.
- •24 Основные характеристики неравномерности поля энерговыделения.
- •25 Методы изменения реактивности.
- •26 Регулирование реактивности стержнями.
- •27 Интегральная и дифференциальная эффективность стержней-поглотителей.
- •28 Особенности применения поглощающих стержней.
- •29 Эффективность стержня поглотителя и ее зависимость от глубины погружения.
- •30 Изменение реактивности при перемещении стержня по высоте.
- •31 Эффект интерференции стержней.
- •32 Градуировка поглотителя. Суть метода разгона.
- •33 Исполнительные органы суз.
- •34 Суз реактора ввэр-440
- •35 Суз реактора ввэр-1000
- •36 Борное регулирование реактивности реактора
- •37 Выгорающие поглотители.
- •38 Запас реактивности реактора.
- •39 Изменение запаса реактивности за кампанию. Энергоресурс, энерговыработка.
- •40 Кривая энерговыработки, темп выгорания.
- •41 Источники энерговыделения.
- •42 Энерговыделение в активной зоне и реакторных материалах.
- •43 Влияние энерговыделения на кампанию реактора.
- •44 Мощность, кампания, энергоресурс реактора.
- •45 Глубина выгорания топлива.
- •46 Основные параметры, определяющие кинетику реактора.
- •47 Пространственно-независимая кинетика.
- •48 Уравнения кинетики реактора с одной группой запаздывающих нейтронов.
- •49 Анализ уравнений кинетики реактора.
- •50 Подкритическое состояние реактора.
- •1) Спонтанное деление ядер топлива.
- •2) Нейтроны космического излучения:
- •3) Фотонейтроны.
- •4) Искусственные источники нейтронов,
- •51 Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность.
- •52 Требования безопасности при пуске реактора.
- •53 Признаки приближения к критическому состоянию.
- •54 Пуск реактора и максимальнаяскорость введения положительной реактивности.
- •55 Метод обратного умножения.
- •56 Достижение критичности на запаздывающих нейтронах.
- •57 Анализ кинетики при положительном скачке реактивности.443
- •58 Анализ кинетики при отрицательном скачке реактивности.
- •59 Кинетика реактора в энергетических режимах
- •60 Кинетика реактора в энергетических режимах
- •Эффекты реактивности
- •62 Ядерно-физический эффект.
- •63 Мощностной эффект реактивности.
- •64 Переходные процессы в реакторе при возмущении по реактивности с учетом температурных обратных связей
- •65 Модель с обратной связью по мощности реактора
- •66 Динамические процессы при вводе большой положительной реактивности
- •67 Работа реактора на мощности
- •68 Останов, остаточное тепловыделение и расхолаживание реактора
- •69 Аварии
- •70 Оптимизация топливоиспользования на аэс с ввэр.
- •71 Перегрузка ядерного топлива
- •72 Способы перегрузки ядерного топлива
- •73 Периодическая перегрузка ядерного топлива
- •74 Реальные способы перегрузки ядерного топлива
- •75 Идеальный и периодический режимы перегрузки топлива
6 Основные контролируемые параметры реактора
температура теплоносителя на входе и выходе по каналам и в целом;
давление теплоносителя в характерных точках;
расход теплоносителя по каналам или в целом;
тепловая мощность реактора;
энерговыделение по объему активной зоны;
температура оболочек твэлов и других материалов;
реактивность реактора;
положение стержней регулирования и компенсации;
контроль герметичности корпуса;
герметичности оболочек твэла;
многообразный дозиметрический контроль…
Специфика ядерных реакторов—оперативный контроль его тепловой мощности.
Он осуществляется: измерения по тепловому балансу; измерение по нейтронным детекторам.
Измерение по тепловому балансу весьма инерционно, а при низких уровнях мощности оно не обеспечивает необходимой точности либо вообще невозможно, когда разность температур теплоносителя ничтожно мала. Тепловая мощность реактора практически пропорциональна плотности потока нейтронов.
Поэтому для оперативного контроля средней тепловой мощности используются нейтронные детекторы, которые обладают достаточной чувствительностью и являются практически безынерционными.
Нейтронные детекторы, предназначенные для оперативного контроля средней плотности потока нейтронов, размещают обычно вне активной зоны и даже за корпусом реактора.
При таком размещении в меньшей мере сказываются локальные изменения плотности потока нейтронов в активной зоне в связи, например, с перемещением поглощающих стержней.
Вокруг реактора устанавливают большое количество нейтронных детекторов, что позволяет при их параллельном подключении свести к минимуму локальные перекосы распределения нейтронов в активной зоне.
Для контроля нейтронного потока (согласно требованиям ПБЯ) реактор должен быть оснащен каналами контроля таким образом, чтобы во всем диапазоне измерения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10-7 % до 120 % номинального контроль осуществлялся как минимум:
а) тремя независимыми между собой каналами измерения уровня плотности нейтронного потока с показывающими приборами;
б) тремя независимыми между собой каналами измерения скорости изменения плотности нейтронного потока.
По крайней мере два из трех каналов контроля плотности нейтронного потока должны быть оснащены записывающими устройствами.
7 Системы регулирования ядерным реактором.
Все приборы, оборудование и aппаратура контроля и управления реакторной установки входят в автоматизированную систему управления технологическим процессом.
Согласно правилам ядерной безопасности реакторных установок все системы, с помощью которых осуществляется контроль и управление реакторными установками, разделяются на системы контроля и управления и систему управления и защиты (СУЗ).
Системы (элементы) контроля и управления
реакторной установки предназначены для контроля и управления системами нормальной эксплуатации реакторной установки и системами безопасности.
Они должны обеспечивать контроль технического состояния и безопасное управление установкой при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.
Должна быть предусмотрена также диагностика систем контроля и управления реакторной установки .