- •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
74 Реальные способы перегрузки ядерного топлива
Непрерывная перегрузка ядерного топлива не учитывает ограничений реальной конструкции реактора и не может быть осуществлена.
Невозможно и непрерывное перемешивание топлива.
Чаще всего имеется возможность перегрузку вести периодически,с периодическим перемешиванием или перестановкой топлива.
Режим частичных перегрузок топливных каналов позволяет существенно увеличить выгорание выгружаемого урана без повышения обогащения.
Режим частичных перегрузок топлива и применение на периферии активной зоны топливных сборок с более высоким обогащением урана позволили существенно выровнять радиальное распределение энерговыделения и снизить коэффициент его неравномерности .
В зависимости от типа реактора перегрузку ядерного топлива можно осуществлять как на ходу, так и после останова.
Это в значительной мере определяет количество частичных перегрузок за кампанию.
Перегрузка водо-водяных реакторов
Перегрузка ядерного топлива в ВВЭР производится после полного останова. Для этого реактор заглушается, контур расхолаживается и сбрасывается давление.
После расхолаживания и сброса давления снимают крышку реактора.
Перегрузочная машина, снабженная телескопической штангой с захватом ТВС, обеспечивает выгрузку отработавшего топлива и загрузку свежего.
Общая продолжительность всех операций, связанных с перегрузкой топлива, с момента выключения реактора до последующего пуска занимает около месяца. Поэтому число частичных перегрузок за кампанию не может быть большим - для этого нужно было бы достаточно часто останавливать реактор на продолжительное время.
В отечественных ВВЭР принята ежегодная периодическая перегрузка ядерного топлива при остановленном реакторе со съемом верхней крышки.
Если продолжительность топливной кампании составляет три года, то за кампанию производится три частичные перегрузки.
75 Идеальный и периодический режимы перегрузки топлива
Эталонное выгорание топлива (Вэ) обогащение (х), среднее выгорание выгружаемого топлива В(n) и длительность стационарной кампании реактора к при его эксплуатации в режиме частичных перегрузок
|
|
|
|
| |||||
|
|
|
|
|
| ||||
|
|
|
|
|
|
|
| ||
|
|
|
|
|
|
|
| ||
|
|
|
|
|
|
|
| ||