1.1 Цели перегрузок топлива на реакторах и их организация на реакторах типа ввэр.
1.2 Конструктивные особенности перегрузки топлива реактора ввэр-440
1.3 Существующая структура системы перегрузки и её недостатки.
На фотографии №1 показана механическая часть системы перегрузки (СП).
Она состоит
Глава 3. Технические средства для защиты от пяти видов опасностей при перегрузке ядерного топлива.
Защита от ядерной опасности.
Наибольшую техническую трудность представляет защита от ядерной опасности при перегрузке реактора в подкритическом состоянии по следующим причинам:
1.Для перегрузки крышка с реактора снимается вместе со приводами управляющих и защитных стержней и прекратить цепную реакцию при аварии нечем. Единственная возможность ослабить разгон цепной реакции заключается в прекращении извлечения рабочего канала и вводе его в активную зону перегрузочной машиной. Это сейчас осуществляется вручную оператором перегрузочной машины при появлении сигнала от измерителя периода разгона реактора. Однако, при этом реактор переходит из подкритического состояния в опасное - надкритическое !
Цель нового способа предупреждения ядерной аварии заключается в контроле за реактивностью для того, чтобы ЯР всё время при перегрузке оставался с большим запасом в подкритическом состоянии!
Однако пока такие приборы для измерения реактивности в подкритическом состоянии ЯР находятся в стадии изобретений.
2. Первая трудность при создании таких приборов заключается в необходимости точного измерения потока нейтронов в присутствии сильного гамма - фона, который в миллион раз больше потока нейтронов.
3. Вторая трудность заключается в необходимости решения одного уравнения с двумя неизвестными, которыми являются поток нейтронов и интенсивность источника фотонейтронов.
4. Третья трудность связана с изменением интенсивности источника нейтронов в процессе перегрузки.
Один из вариантов такого цифрового вычислителя реактивности недавно запатентован в Обнинском институте Атомной Энергетики, однако на его изготовление и проверку в реальных условиях потребуется несколько лет.
Вот почему уже 50 лет происходят аварии и аварийно-опасные случаи при перегрузке ЯР типа ВВЭР и по сведениям американской фирмы Вестингауз на выпускаемой этой фирмой реакторах произошло 125 различных « инцидентов «, связанных с перегрузкой ядерного топлива.
Кроме выше указанных трудностей, работа с таким автоматизированным вычислителем реактивности требует глубоких знаний физики ЯР и должна обслуживаться не механиком, а дежурным физиком, которому в данном эскизном проекте на пульте управления перегрузочной машины отводится второе место.
Поскольку переход из подкритического состояния ЯР в надкритическое происходит в аварийно-опасных случаях довольно быстро, то оператор перегрузочной машины может не успеть среагировать на это.
Поэтому в проекте предусматривается автоматический ввод извлекаемого рабочего канала в активную зону перегрузочной машиной без участия оператора.
Таким образом, для практической реализации такого вида предупредительной аварийной защиты потребуется длительная научно- исследовательская и опытно- конструкторская работа.
В противном случае можно оставить худший старый вариант защиты структурная схема которого приведена ниже на рис. .
ИКД
ПУ
Лин.Ч.
5000
Лог.Ч.
Изм.Пер.
Тестовый генератор
частоты для
проверки
исправности канала ДИ
от оператора
Рис. Структурная схема измерителя скорости счёта импульсов с измерителем периода разгона реактора для его защиты при переходе в надкритическое состояние.
Схема работает следующим образом. От импульсной камеры деления
( ИКД) на предварительный усилитель ( ПУ) поступает частота импульсов и после измерения линейным частотомером ( Лин.Ч.) она регистрируется на цифровом показывающем приборе.
Одновременно с этим импульсные сигналы обрабатываются логарифмическим частотомером ( Лог.Ч. ) и поступают на измеритель периода разгона ЯР ( Изм.Пер. ). Имеется возможность проверки работы прибора с пульта оператора перегрузочной машины.