- •Тема №5 в 10 семестре 2012г . Управление реактором в режиме перегрузка ядерного топлива.
- •Лекция 1. Организация работы в 10 семестре.
- •1. Первым вопросом к билету является отчёт по уир на дискете.
- •2. Вторым вопросом является проверка Вашей тетради с ответами и
- •Общим девизом 10 семестра может служить название : Методы и аппаратура для повышения безопасности и экономичности ядерно-опасных режимов (яор) эксплуатации яр аэс.
- •Аварийных Защит (аз ) яр аэс ;
- •Лекция № 2. Перегрузка ядерного топлива на яр типа ввэр-1000.
- •2.1 Существующая система перегрузки топлива и её недостатки.
- •Вопрос 1: Чем принципиально отличаются загрузки от перегрузок топлива? Цели перегрузок топлива на реакторах и их опасность на реакторах типа ввэр.
- •Конструктивные особенности перегрузки топлива реактора ввэр-1000.
- •Вопрос 1 к лекции №2. Расскажите о пяти видах опасностей, которые возникают при перегрузке на яр типа ввэр.
- •1.3 Старая структура системы перегрузки и её недостатки.
- •Недостатки этой системы :
- •Ядерная опасность при операции перегрузка.
- •Искусственные источники мощностью порядка 10-3 Вт и
- •Фотонейтронные источники остановленных яр (1-10 Вт).
- •Радиационная опасность при перегрузке топлива.
- •Системный подход к изучению любой системы требует соблюдения такой последовательности:
- •1.Запас и расход реактивности для работы в течение года работы яр,
- •Физические основы яб при перегрузке. План ответа.
- •3.Что такое bЭфф и почему все параметры уравнения нейтронной кинетики нужно измерять только в долях bЭфф ?
- •4. Уравнения нейтронной кинетики яр в относительных параметрах в нестационарных и стационарных состояниях.
- •1.Цель перегрузки и взаимодействие элементов в её структуре
- •2. Оценка необходимого запаса реактивности при перегрузке
- •Тепловая и нейтронная мощности реактора
- •Преобразовать электроны и ионы в электрические импульсы ( при малом потоке нейтронов ) или в пульсирующий постоянный ток ( при больших потоках нейтронов ).
- •2Спос.U235 2 осколка по 80 Мэв
- •1Способ - в9 и в10 Гамма кванты
- •Первый общий вопрос ко всем – Наличие дискеты с выполнением своей темы по уир,
- •Наличие в тетради ответов по вопросам темы и
- •Ответ по выбранному билету.
- •Билет № 5
- •Билет №6
Лекция № 2. Перегрузка ядерного топлива на яр типа ввэр-1000.
Цель этой лекции заключается в изучении особенностей перегрузки топлива на ЯР типа ВВЭР и возникающих при этом пяти видов опасностей при ручном управлении перегрузкой на ЯР третьего поколения. Обсуждаются организационные и технические методы уменьшения этих опасностей.
2.1 Существующая система перегрузки топлива и её недостатки.
Большинство описываемых ниже недостатков системы перегрузки ЯР третьего поколения были заложены ещё при проектировании. Они связаны с особенностями конструкции реактора ВВЭР-1000 и существовавшими в то время ошибочными представлениями о ядерной опасности режима перегрузки, а также вызваны низкой надёжностью аппаратуры АКНП третьего поколения на транзисторах.
Ниже обсуждается цель перегрузки, особенности её реализации на ядерном реакторе (ЯР) типа ВВЭР-1000, а также имевшие место нарушения и аварии при перегрузках.
На основе этих соображений в лекции сформулированы два основных направления модернизации: 1) повышение ядерной безопасности в процессе перегрузки и 2) сокращение времени перегрузки для увеличения экономичности энергоблока.
Согласно новым требованиям модернизации предлагаются методы и технические средства их реализации.
Вопрос 1: Чем принципиально отличаются загрузки от перегрузок топлива? Цели перегрузок топлива на реакторах и их опасность на реакторах типа ввэр.
Существует два вида работы с топливом:
1.Первичная загрузка нового топлива сроком на 3- 4 года и
2.Ежегодная частичная перегрузка выгоревшего топлива .
Обе операции существенно различаются по методам работы и используемой при этом аппаратуры для различных типов ЯР.
При первичной загрузке в пустой корпус реактора с искусственным источником нейтронов и детекторами, расположенными в пустых ячейках активной зоны начинают загружать по одному свежему рабочему каналу.
Свежий канал – не облучавшийся ранее в реакторах канал только с одним ураном-235 без плутония.
Задача ЗАГРУЗКИ – набор критической массы для начала цепной реакции ( КЭФФ = 1 ) и превышения этого значения на величину запаса реактивности на 300 суток работы до 1,28 !
Однако уже при КЭФФ = 1,007 ( если не скомпенсировать этот запас поглотителями нейтронов ) произойдет разгон ЯР на мгновенных нейтронах, т.е его взрыв!
В данной теме мы не рассматриваем большой комплекс вопросов, связанных с первичным пуском реактора. Это будет рассмотрено в следующей теме « Пуски реакторов ).
Здесь мы будем рассматривать вопросы безопасности частичной Перегрузки реактора, которые осуществляются 1 раз в год!
В процессе работы реактора около 300 суток на номинальной мощности уран -235 выгорает и в топливе накапливается много поглотителей нейтронов, которые снижают реактивность ЯР и требуют обновления топлива. Такой процесс осуществляется на всех ЯР и он коротко называется ПЕРЕГРУЗКА.
Таким образом, главной целью операции перегрузка является замена выгоревших рабочих каналов новыми, а также замена неисправных управляющих стержней и кассет новыми.
От выбора системы перегрузки зависят безопасность проводимой работы и её экономичность, связанная с вынужденными простоями и недодачей электроэнергии в сеть.
Это все должно учитываться при проектировании новых энергоблоков, а при модернизации старых приходится исходить из существующей конструкции ЯР и существовавших в прошлые годы представлениях о безопасности проводимых работ.
Сначала мы рассмотрим конструктивные особенности ЯР типа ВВЭР и присущие этому типу ЯР ядерные и радиационные опасности, которые подтвердились на практике. После этого оценим экономическую эффективность этого вида работ и сформулируем количественные требования к показателям качества этой операции.
Вопрос: Каковы же конструктивные особенности ЯР типа ВВЭР, из за которых возникают несколько видов опасностей при перегрузке.