- •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
23 Схема управления яр. Система аварийной защиты.
Система аварийной защиты (АЗ) в схеме управления реактором должна обеспечивать безопасность работы. При серьезных отклонениях от нормальной работы, могущих привести к аварийной ситуации, либо реактор но соответствующему сигналу немедленно выключается, либо его мощность снижается до безопасного уровня.
Уровень плотности потока нейтронов и период реактора в системе АЗ контролируются с помощью ИК.
Эти камеры подключаются не параллельно, а индивидуально или отдельными группами. Это вызвано необходимостью защиты не по среднему уровню, например, плотности потока нейтронов, а по локальному значению.
Аварийный сигнал, требующий немедленного выключения реактора, передается не только на сервопривод стержней АЗ, но и на сервоприводы регулирующих и компенсирующих стержней.
Стержни АЗ вводятся в активную зону с достаточно высокой скоростью либо за счет свободного падения под действием собственного веса, либо принудительно.
Система АЗ может срабатывать не только но аварийному сигналу, но и в любой момент, когда оператор выключает реактор вручную путем нажатия кнопки АЗ, расположенной на пульте управления реактором.
Взвод стержней АЗ в верхнее положение производится по специальной программе с соблюдением определенной последовательности. Схема управления блокируется таким образом, что стержни АЗ можно взвести только после того, когда все стержни КС полностью введены в активную зону, при этом одновременный взвод всех стержней АЗ не допускается, они вводятся только но одному или группам.
24 Основные характеристики неравномерности поля энерговыделения.
25 Методы изменения реактивности.
Управление мощностью реактора во всех случаях осуществляется путем изменения соотношения между скоростями генерации, поглощения и утечки нейтронов.
dn/dt = (скорость генерации) – (скорость поглощения) – (скорость утечки ТН),
Для изменения этого равновесия, т. е. для изменения мощности реактора, необходимо воздействие на один из трех указанных факторов.
При этом увеличение скорости генерации приводит к возрастанию реактивности, а усиление поглощения или утечки нейтронов к уменьшению реактивности.
Наибольшее распространение получило управление реактором с помощью стержней, изготовленных из материалов с большим эффективным сечением попечения нейтронов.
Материал поглотителя выбирают исходя из условия максимального поглощения нейтронов тех энергий, которые определяют энергетический спектр данного реактора.
Число поглощаемых нейтронов регулируется путем введения в активную зону управляющих стержней.
Если реактор окружен отражателем, то поток в отражателе вблизи активной зоны довольно высок. Управляющие стержни в таких случаях могут располагаться в отражателе.
В качестве поглотителя могут применяться бор, кадмий, европий, гафний, самарий и другие материалы, обладающие высоким сечением поглощения тепловых и надтепловых нейтронов. Материалом поглощающих стержней в РБМК является карбид бора В4С (титанат диспрозия).
26 Регулирование реактивности стержнями.
Основной частью СУЗ нужно считать ее рабочие органы.
Чаще всего это подвижные поглощающие стержни, в которые входит материал, сильно поглощающий нейтроны.
Положение стержня-поглотителя по высоте активной зоны (высота подъема) характеризуется расстоянием его нижнего конца от плоскости нижнего торца активной зоны.
Это расстояние принято выражать либо в см, либо в процентах от высоты активной зоны, и обозначать символом Н.
Положение поглотителя в активной зоне и расположение концевых выключателей.
О стержне, полностью погруженном в активную зону на всю его длину, говорят, что он находится на нижнем концевом выключателе, имея в виду нижний концевой выключатель (НКВ)
электрического привода перемещения стержня, отключающего электродвигатель при достижении стержнем крайнего нижнего положения.
Концевые выключатели устанавливаются для того, чтобы ограничить интервал перемещения стержня (или группы стержней) по высоте активной зоны.
Чаще всего они устанавливаются даже не точно на верхней и нижней границах активной зоны:
как правило, ВКВ устанавливается несколько ниже верхнего торца активной зоны, а НКВ – несколько выше нижнего торца активной зоны.
Это связано с тем, что вблизи крайних положений подвижные поглотители мало эффективны.