- •Содержание
- •Глава 1 Конструкция реактора ввэр-1000………………………..……………7
- •Глава 2 Исходные данные………...……………………………………………..18
- •Глава 3 Теплогидравлический расчет…………………..………………………23
- •Обозначения и сокращения
- •Введение
- •Глава 1 Конструкция реактора ввэр-1000
- •1.1 Реакторная установка ввэр-1000
- •1.2 Конструкция реактора ввэр-1000
- •1.3 Принцип действия реакторной установки
- •1.4 Назначение, состав и устройство комплекса кассет и его составных частей
- •Глава 2 Исходные данные
- •2.1 Почему нужен теплогидравлический расчет реакторов?
- •2.2 Задачи тгр
- •2.3 Исходные данные
- •2.4 Критерии оценки безопасности
- •Глава 3 Теплогидравлический расчет
- •3.1 Определение геометрических характеристик активной зоны
- •3.2 Определение теплогидравлических характеристик активной зоны
- •9) Определим температуру теплоносителя по высоте канала (для твс средней и максимальной нагрузки) по формулам:
- •Литература
1.3 Принцип действия реакторной установки
Реактор вырабатывает и передает теплоносителю 1-го контура тепловую энергию, которую выделяет топливная загрузка ТВС (активная зона) реактора при создании и поддержании цепной ядерной реакции деления тепловыми нейтронами ядер топлива 235U. Процесс создания и поддержания цепной ядерной реакции деления ядер 235U происходит следующим образом:
1) в результате самостоятельного деления ядер топлива и самопроизвольного распада осколков деления в активной зоне реактора появляются свободные быстрые нейтроны;
2) быстрые нейтроны, проходя через замедлитель, замедляются, отдавая часть своей энергии замедлителю, и переходят в медленные тепловые нейтроны;
3) тепловые нейтроны, обладая свойством делить ядра 235U, взаимодействуют с ядерным топливом и осуществляют цепную реакцию деления;
4) в результате цепной ядерной реакции деления возникают новые свободные быстрые нейтроны, которые, перейдя в тепловые, участвуют в дальнейшем делении ядер топлива, и так цикл повторяется.
Средой, используемой в реакторе в качестве замедлителя быстрых нейтронов и теплоносителя, обеспечивающего теплосъем с оболочки ТВЭЛа, в которую заключено ядерное топливо активной зоны реактора, и передачу его теплоносителю второго контура, является раствор борной кислоты в химически обессоленной воде.
Регулирование мощности реактора и его останов производятся путем изменения в активной зоне реактора количества материала, поглощающего тепловые нейтроны, что приводит к уменьшению или увеличению делений ядер топлива тепловыми нейтронами. Регулирование мощности реактора и его останов производятся двумя независимыми системами с помощью двух разных способов:
• «механическая» система (СУЗ) регулирует мощность реактора перемещением вверх-вниз органов СУЗ (пучков поглощающих элементов) в ТВС топливной загрузки реактора (в активной зоне реактора). С помощью этой системы производятся быстрые (в течение нескольких секунд) изменения мощности и останов реактора;
• система «жидкостного» регулирования регулирует мощность реактора изменением концентрации борной кислоты (жидкого поглотителя нейтронов) в теплоносителе первого контура посредством ввода «чистого» конденсата или раствора борной кислоты.
С помощью этой системы производятся медленные (в течение нескольких минут и более) изменения мощности и останов реактора.
Конструкция ВКУ исключает возможность непредусмотренного и приводящего к увеличению реактивности перемещения ТВС в активной зоне реактора и заклинивания органов СУЗ. Перегрузка ТВС в реакторе (выгрузка из реактора отработанных ТВС, перестановки в реакторе частично отработанных ТВС и загрузка в реактор свежих ТВС) производится один раз в год под слоем воды. Для этого реактор должен быть остановлен и разуплотнен, температура теплоносителя 1-го контура на выходе из активной зоны – менее 70 °С, а в бассейне выдержки при проведении работ по перегрузке топлива – менее 50 °С. ВБ снят с корпуса реактора. Корпус реактора, бетонная шахта над реактором и бассейн выдержки должны быть заполнены химобессоленной водой с борной кислотой, концентрацией не менее 16 г/кг до уровня, необходимого для выгрузки ВКУ и перегрузки ТВС. Извлечение ВКУ из отработавшего на мощности реактора и транспортировка их в шахты ревизии выполняются под слоем воды, необходимом для обеспечения радиационной безопасности при их транспортировке.