- •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
8 Система управления и защиты. Состав суз реактора ввэр-1000.
Система управления и защиты (СУЗ)
СУЗ - это совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения безопасного протекания цепной реакции.
Согласно требованиям, в состав РУ должны входить системы управления и защиты, предназначенные для выполнения следующих функций:
управления реактивностью и мощностью реакторной установки;
контроля плотности нейтронного потока, скорости его изменения, технологических параметров, необходимых для защиты и управления реактивностью и мощностью реакторной установки;
перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержания ее в этом состоянии.
В состав СУЗ РУ ВВЭР-1000 входят:
аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП-7);
система группового и индивидуального управления (СГИУ СУЗ);
аппаратура контроля плотности выделения энергии;
аппаратура защиты по технологическим параметрам;
комплекс электрооборудования СУЗ (КЭ СУЗ);
аппаратура отображения и протоколирования;
аппаратура логической обработки защитных сигналов,
аппаратура коррекции показаний по нейтронному потоку;
аппаратура регулирования мощности;
аппаратура размножения сигналов;
аппаратура формирования аварийных команд.
аппаратура контроля вибрации внутрикорпусных yстройств.
9 Аппаратура контроля нейтронного потока.
Наиболее важной частью СУЗ с точки зрения обеспечения ядерной безопасности является аппаратура контроля нейтронного потока, которая обеспечивает систему информацией о параметрах цепной реакции.
Для измерения плотности потока нейтронов применяются различные детекторы, различающиеся принципом действия, исполнением, чувствительностью к нейтронному потоку.
Для измерения нейтронного потока в настоящее время разработаны ионизационные камеры, которые применяются в различных диапазонах, так называемых:
диапазоне источника (ДИ):
промежуточном диапазоне (ДП):
энергетическом диапазоне (ЭД).
Аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП) входит в состав системы управления и защиты (СУЗ) всех ядерных реакторов и предназначена для контроля нейтронно-физических характеристик во всех режимах эксплуатации.
Аппаратура формирует сигналы пропорциональные мощности реактора, определяет скорость ее нарастания (период), реактивность реактора, выдает сигналы в СУЗ и в систему автоматического регулирования мощности реактора, осуществляет обработку, регистрацию и представление информации на пульте оператора.
10 Какие параметры контролирует система акпн.
Комплекс аппаратуры контроля нейтронного потока (в составе аппаратуры АЗ и ПЗ) предназначен для контроля мощности реактора, периода изменения мощности, реактивности и локальных параметров активной зоны по плотности потока тепловых нейтронов, скорости ее изменения и других параметров (температуры теплоносителя на входе в реактор, давления в 1-м контуре, положения ОР СУЗ).
Эти характеристики позволяют учесть неравномерность энерговыделения в активной зоне и влияние изменения параметров теплоносителя на показания блоков детектирования.
11 Состав системы акпн.
Комплекс АКНП-7-02 состоит:
из двух независимых равноценных комплектов для контроля нейтронного потока и скорости его изменения с БЩУ (АКНП БЩУ), каждый из которых в свою очередь состоит из трех измерительных каналов пускового (ПД) и рабочего диапазонов (РД).
Кроме того, в каждом комплекте АКНП БЩУ имеется один резервный канал.
Всего в каждом комплекте АКНП БЩУ установлено по три стойки устройств накопления и обработки информации (УНО). В каждом УНО размещено по одному измерительному каналу ПД, РД;
из комплекта для контроля нейтронного потока и скорости его изменения с РЩУ (АКНП РЩУ), состоящего из трех измерительных каналов пускового и рабочего диапазонов.
Всего в комплекте АКНП РЩУ установлено три стойки УНО. В каждом УНО размещено по одному каналу ПД, РД;
из двух независимых комплектов для контроля за состоянием активной зоны реактора в режиме перегрузки (загрузки) топлива (АКНП СКП). Каждый, из которых в свою очередь состоит из трех измерительных каналов пускового диапазона.
В процессе пуска реактора, работы на мощности и при перегрузке топлива контроль уровня потока нейтронов осуществляют:
–двенадцать блоков детектирования двух комплектов АЗ/ПЗ;
–шесть блоков детектирования РЩУ;
–шесть блоков детектирования СКП.
Все блоки детектирования располагаются в измерительных каналах (ИК) биологической защиты реактора.
Аппаратура защиты (в составе АКНП) состоит из двух независимых комплектов.
Каждый комплект должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 10-7 до 120% обеспечивалась защита по двум характеристикам:
но плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
по скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.
АКПН включает следующие подсистемы:
два основных комплекта для контроля мощности и периода на блочном и резервном щитах управления и для формирования сигналов защиты в диапазоне контроля физической мощности реактора от 10-8 до 120% Nhom; это соответствует плотности потока нейтронов в каналах ИК, расположенных в биологической защите вне корпуса реактора, от 3 10-2 до 3,6 108 н/(см2 с);
аппаратура контроля нейтронного потока при физическом пуске реактора в диапазоне от 10-3 до 102 нейтрон/(см с) датчиками, размещаемыми в биологической защите вне корпуса реактора
система контроля нейтронного потока при загрузке (перегрузке) активной зоны;
аппаратура контроля реактивности от -25 до +1 βэф в диапазоне контроля мощности от 10-7 до 120% NHом;
аппаратура контроля энергораспределения.
Основные параметры АКПН
|
Наименование параметра |
Диапазоны аппаратуры АЗ/ПЗ |
Система контроля перегрузки СКП | |
|
|
Пусковой ПД |
Рабочий РД |
|
|
Диапазон контроля мощности, % от Рном |
10-7-10-1 |
10-3-120 |
– |
|
Диапазон контроля потока тепловых нейтронов, нейтр/см2*с |
1,0 - 106 |
104 – 109 |
10-3 – 102 |
|
Диапазон контроля периода, с |
+500 |
+500 |
+500 |
АКНП обеспечивает:
контроль физической мощности реактора при работе на мощности от 10-9 до 120% от Nном;
контроль периода в диапазоне от 10 до 500 с;
контроль реактивности от +1 до -25 βэф во всех режимах работы начиная с 10-7% от NHOM;
контроль плотности потока нейтронов при загрузке (перегрузке) активной зоны в диапазоне от 10-2 до 103 нейтрон/(см2 с) (в каналах бетонной шахты реактора) при гамма-фоне до 10 Гр/ч и 1 105 нейтрон/(см2 с) (в корпусе реактора) при гамма-фоне до 104 Гр/ч;
контроль плотности потока нейтронов при пусках реактора в диапазоне от 10-3 до 102 нейтрон/(см с);
формирование дискретных сигналов в диапазоне 10-8 до 120% Nном о превышении уставок аварийной и предварительной защиты (АЗ-ПЗ) по нейтронной мощности и периоду;
расчет формы высотного энергораспределения в активной зоне, его характеристик (офсета), а также коэффициента объемной неравномерности.