Главная » Программы Windows 7 » Перечень панелей и пультов управления. Пульт управления ядерным реактором Система регулирования цепной реакции

Перечень панелей и пультов управления. Пульт управления ядерным реактором Система регулирования цепной реакции

НУ18 - аппаратура АКНП (2 комплект)

НУ19-НУ24 - панели безопасности 1, 2, 3 систем

НУ25, НУ26 - приборные панели турбоагрегата

НУ27 - турбина ЦВД

НУ28 - конденсатор, цирксистема, эжекторы

НУ30 - питательно-деаэраторная установка

НУ31 - маслонасосы

НУ32, НУ33 - блок генератор-трансформатор и тр-ры С.Н

НУ34, НУ35 - ТПН №1 и №2

НУ14а - питание ПГ (РПК)

НУ37, НУ37а - панель промклеммники ТО

НУ38, НУ39 - температурный контроль генератора (А701-03)

НУ40, НУ41 - панель самописцев ТО

НУ42 - панель синхронизации генератора

НУ43 - панель аварийного освещения

НУ51 - пульт аппаратуры ФГУ

НУ52 - пульт аппаратуры АКНП

НУ53 - пульт аппаратуры СВРК (клавиатура)

НУ54 - пульт клавиатур УВС

НУ55 - пульт аппаратуры СУЗ

НУ56 - пульт клавиатур УВС

НУ57, НУ58 - пульт черно-белых дисплеев

НУ59, НУ59а - дисплей СВРК

НУ60, НУ61 - цветные дисплеи

НУ62, НУ63 - пульты клавиатур УВС

НУ64, НУ66 - пульты клавиатур УВС

НУ65 - пульт аппаратуры защит турбины и ТПН

НУ67, НУ68 - пульт черно-белых дисплеев УВС

НУ69 - пульт аппаратуры ФГУ и АСУТ-1000

НУ74, НУ75 - пульт ЗНС. Клавиатура УВС

НУ75а - пульт ЗНС. Черно-белый дисплей УВС

НУ76 - пульт ЗНС. Цветной дисплей УВС

НZ12-HZ15 - панели противопожарной автоматики

Общая компоновка БЩУ энергоблока ОП ЗАЭС представлена на рисунке 47.

Рисунок 47 - Общая компоновка БЩУ

На левых пультах располагается аппаратура, относящая к реакторной установке. За этими пультами предусматривается рабочее место, являющееся постоянной зоной действия оператора реакторной установки.

На правых пультах расположена аппаратура, относящая к машинному залу, и предусматривается рабочее место оператора турбинного отделения.

На рабочем месте начальника смены блока расположены клавиатуры и дисплеи РМОТ НСБ.

На блочном щите основными средствами представления информации обслуживающему персоналу являются цветные графические дисплеи РМОТ-03, расположенные на конструктивах типа «тумба», в одном из которых расположен процессорный модуль.

На пультах операторов размещаются функциональные клавиатуры РМОТ-03. Кроме того, на рабочем месте ВИУР установлены дисплеи и клавиатуры двух комплектов СВРК и дисплей АКНП

На панелях реакторного отделения и машинного отделения в верхней части расположены табло технологической сигнализации, резервирующие основной способ представления информации оператору.

Индикаторы перемещения блоков детектирования;

Индикаторы контроля работы диапазонов измерения плотности нейтронного потока (ДИ, ПД, ЭД);

Индикаторы контроля плотности нейтронного потока в ДИ при проведении перегрузки топлива (блинкера СКП и РЩУ);

Самописцы РП-160 мощности и периода изменения нейтронного потока .

Рисунок 4.5- Панель HY 17

Сигнализация срабатывания АЗ, ПЗ, УРБ,

Приборы контроля электропитания СУЗ,

Указатели положения ОР СУЗ в активной зоне реактора,

Ключи съема фиксации, запитки АЗ

Рисунок 66 - Общий вид оперативной панели БЩУ HY-10 - Система подпитки-продувки первого контура -ТК

Пост ВИУР расположен в левой части БЩУ.

На пульте располагаются аппаратура системы управления и защиты реактора (СУЗ), контроля нейтронного потока в реакторе (АКНП), внутриреакторного контроля.

На пультах ВИУР расположены наиболее часто используемые органы управления оборудованием РО. Внешний вид пульта управления регуляторами РО и функциональной клавиатуры РМОТ-03 представлен на рисунке 48.

РМОТ - рабочее место оператора-технолога;

Рисунок 4.2 - Общий вид рабочего места ВИУР.

Панель контроля работы РОМ;

Картограмма размещения приводов СУЗ в активной зоне реактора;

Ключи управления приводами СУЗ в индивидуальном и групповом режимах.

Рисунок 43 - Фрагмент РМОТ YA00M «Первый контур»

Устройство АРМ-5С обеспечивает следующие режимы работы:

Режим астатического поддержания нейтронной мощности (режим «Н» );

Режим астатического поддержания теплотехнического параметра воздействием на ОР СУЗ (режим «Т» );

Режим поддержания теплотехнического параметра по компромиссной программе (режим «К» );

Стерегущий режим поддержания теплотехнического параметра воздействием на ОР СУЗ (режим «С» ).

Канал регулирования мощности реактора по нейтронной мощности РРН предназначен для стабилизации нейтронного потока в ректоре на заданном уровне со статической точностью ± 2% от заданного значения (режим «Н») путем перемещения органов регулирования реактора. Если регулятор работает в этом режиме, то поддержание давления пара перед турбиной при необходимости осуществляется дистанционно или автоматически с помощью системы регулирования турбины.

Канал регулирования мощности реактора по теплотехническому параметру РРТ предназначен для стабилизации теплотехнического параметра (давление пара перед турбиной) на заданном уровне со статической точностью ± 0,5 кгс/см 2 путем воздействия на мощность реактора перемещением ОР (режим «Т» ). Поскольку основной причиной изменения давления пара перед турбиной являются колебания мощности, данный регулятор поддерживает тепловую мощность реактора в соответствии с требуемой мощностью турбины.

При работе устройства в режиме «С» осуществляется снижение мощности реактора при увеличении значения давления по сравнению с заданным значением. Зона нечувствительности регулятора РРТ для режима «С» - +1 кгс/см 2 . Увеличение мощности реактора при работе регулятора в этом режиме не производится. Включение АРМ-5С в режим «С» осуществляется только из режима «Т».

При работе устройства АРМ-5С в режиме «К» на уровне мощности, меньшей некоторой тепловой мощности Q 0 , осуществляется поддержание постоянного давления в главном паровом коллекторе, а при уровне мощности большей Q 0 , осуществляется поддержание постоянной температуры теплоносителя в реакторе.

Примечание - В конструкции регулятора АРМ-5С режим стабилизации давления пара с автоматическим изменением его заданного значения (режим «К») в настоящее время не используется.

Блокировки АРМ

Автоматический переход из режима "Н" в режим "Т", по превышению давления пара в ГПК на 1,5-2,0 кгс/см 2

Автоматический переход из режима"Т" в режим "Н", при N>Nзад.;

Отключается от автоматического управления реактором и переходит в режим "Н" при появлении сигнала ПЗ-1. После снятия сигнала ПЗ-1 АРМ подключается к автоматическому управлению реактором в режиме "Н".

Пост ВИУТ расположен в правой части БЩУ.

На пультах ВИУТ расположены наиболее часто используемые органы управления оборудованием ТО. Внешний вид пульта рабочего места ВИУТ и видеотерминалов РМОТ-03 представлен на рисунке 49.

Рисунок 49 - Пульт управления регуляторами ТО и видеотерминалы РМОТ-03

Перед пультами расположены оперативные панели, на которых размещаются самопишущие и показывающие приборы, необходимые оператору для ведения технологического процесса, а также органы управления соответствующим технологическим оборудованием.

Рисунок 27 Фрагмент РМОТ "R000M" Второй контур

Устойчивость работы реактора

Пульт управления ядерным реактором

Зал управления ядерным реактором

Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на реактивность (см. Коэффициент размножения нейтронов). Например, при выдвижении управляющего стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов становится больше единицы, что при неизменности всех остальных параметров приводит к экспоненциальному нарастанию скорости ядерной реакции с характерным временем нейтронного цикла от τ = 10−3 с для реакторов на тепловых нейтронах до τ = 10−8 с для реакторов на быстрых нейтронах. Однако, при повышении скорости ядерной реакции растёт тепловая мощность реактора, в результате чего растёт температура ядерного топлива, что приводит к уменьшению сечения захвата нейтронов и, в свою очередь, к уменьшению скорости ядерной реакции. Таким образом, случайное повышение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров - приводит к квазистационарному изменению мощности реактора, а не развитию взрыва. Описанная закономерность является одной из физических причин отрицательного мощностного коэффициента реактивности.

Для безопасного управления ядерным реактором крайне важно, чтобы все коэффициенты реактивности были отрицательны. В случае, если хотя бы один коэффициент реактивности положительный, работа реактора становится неустойчивой, причём время развития этой неустойчивости может быть настолько малым, что никакие системы активной аварийной защиты ядерного реактора не успевают сработать. В частности, анализ показал, что положительный паровой коэффициент реактивности реактора РБМК стал одной из причин Чернобыльской аварии.

Снижение реактивности

Реактор, работающий в стационарном режиме как угодно долго, представляет собой математическую абстракцию. На самом деле, протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать сколь-либо продолжительное время. Обращение нейтронов в реакторе включает процесс деления; каждый акт деления означает убыль атома делящегося материала, а значит, и снижение k0. Правда, делящиеся атомы частично восстанавливаются за счёт поглощения избытка нейтронов ядрами 238U с образованием 239Pu. Однако накопление нового делящегося материала обычно не компенсирует потерь делящихся атомов, и реактивность снижается. Кроме того, каждый акт деления сопровождается появлением двух новых атомов, ядра которых, как и любые другие ядра, поглощают нейтроны. Накопление продуктов деления также снижает реактивность (см. Иодная яма). Снижение реактивности компенсируется квазистационарным понижением температуры реактора (соответствующее увеличение сечения захвата нейтронов компенсирует падение реактивности и возвращает реактор в критическое состояние). Однако, активные зоны энергетических реакторов должны быть разогреты до возможно бо́льшей (проектной) температуры, поскольку коэффициент полезного действия тепловой машины в конечном счёте определяется разностью температур источника тепла и холодильника - окружающей среды. Поэтому нужны системы управления для восстановления реактивности и поддержания проектной мощности и температуры активной зоны.

Система управления

Система управления была впервые разработана и применена на установке Ф-1. Создатель системы - Е. Н. Бабулевич

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита

На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с энерговыделением в активной зоне, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности. Аварийные стержни изготовляются из поглощающего нейтроны материала. Они сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны, где поток наибольший, а значит, и наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем. Стержней безопасности, как и регулирующих, обычно два или несколько, однако в отличие от регуляторов они должны связывать возможно бо́льшую величину реактивности. Роль стержней безопасности может выполнять и часть компенсирующих стержней.

Рисунок 3.1 Пульты управления непосредственно реактором

На рисунке 3.2 представлены панели вызова пультов управления РУ и ТУ

Рисунок 3.2 Панели вызова пультов управления РУ и ТУ

Из мнемосхем управления реакторным и турбинным отделением для выполнения лабораторных работ потребуются следующие мнемосхемы. Вызов мнемосхемы осуществляется щелчком по названию соответствующей мнемосхемы.

Реакторное отделение

На рисунке 3.3 представлена мнемосхема управления реакторной установкой.

Рисунок 3.3 Мнемосхема управления реакторной установкой

На рисунке 3.4 представлена мнемосхема управления системой водообмена.

Рисунок 3.4 Мнемосхема управления системой водообмена

Турбинное отделение

На рисунке 3.5 представлена мнемосхема управления электрогидравлической системой регулирования турбоустановкой.

Рисунок 3.5 Мнемосхема управления электрогидравлической системой регулирования

На рисунке 3.6 представлена мнемосхема всей турбоустановки. Использовать ее в лабораторной работе можно только для анализа состояния турбоустановки в целом.

Рисунок 3.6. Обобщенная мнемосхема всей турбоустановки

На рисунке 3.7 представлена мнемосхема системы подогревателей низкого давления. При выполнении лабораторных работ данный пульт управления лучше не трогать во избежание срабатывания защитных систем турбоустановки.

Рисунок 3.7. Мнемосхема системы подогревателей низкого давления

На рисунке 3.8 представлена мнемосхема управления сосбственно турбиной (за исключением того, что управляется с панэли ЭГСР).

Рисунок 3.8. Мнемосхема управления сосбственно турбиной

На рисунке 3.9 представлена мнемосхема системы подогревателей высокого давления

Рисунок 3.9. Мнемосхема системы подогревателей высокого давления

На рисунке 3.10 представлена мнемосхема системы питательной воды парогенераторов.

Рисунок 3.10. Мнемосхема системы питательной воды парогенераторов

При описании выполнении каждой из трех лабоаторных работ будут описаны действия оператора и указаны необходимые мнемосхемы. При неаварийном пуске на экране появляются практически все мнемосхемы одновременно. Лишние нужно закрыть (но не свернуть).

Запуск модели энергоблока на счет выполняется с помощью FAR-коммандера в три этапа:

Запуск из командной строки начальной точки командой #RESTART.BAT 105 (перевод команды в командную строку осуществляется комбинацией клавиш Ctrl+Enter, при условии, что команда выделена курсором);

Запуск из командной строки собственно модели энергоблока АЭС командой #AUTORUN.BAT

Запуск из командной строки пультов управления командой ##runvideo.bat.

Для выполнения последней команды может не хватить ресурсов компьютера, тогда придется запускать панели вручную. (Вручную в директории MBTY\project запустить последовательно bpu.mrj, contr.mrj, ru_video.mrj и tu_video.mrj. После кажого запуска панели ОБЯЗАТЕЛЬНО запустить МВТУ кнопкой бегущего человечка до запуска следующей! ). В данном пособии правила работы с ПС МВТУ не описывются.

Осенью 2011 года в Объединённом институте ядерных исследований (ОИЯИ, г. Дубна) после плановой остановки вновь запущен уже модернизированный импульсный реактор на быстрых нейтронах - ИБР-2М. Короткие импульсы частотой до пяти герц с высокой плотностью нейтронов ставят его в один ряд с лучшими мировыми установками такого класса. Обновлённый реактор - это уникальный инструмент для физиков, биологов и создателей новых веществ и наноматериалов.

Реактор ИБР-2 начал работу в 1984 году. В 2006 году, без всяких замечаний, его остановили - таковы эксплуатационные правила. Когда заканчивается некий оговорённый проектом ресурс, реактор необходимо либо демонтировать, либо модернизировать, независимо от состояния оборудования. В данном случае выгорание топлива и накопленный конструкциями активной зоны флюенс нейтронов достигли пределов, которые на этапе проектирования обосновали главный конструктор и генеральный проектировщик реактора.

Реактор проектировали в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники им. Н. А. Доллежаля (ОАО «НИКИЭТ») и специализированном проектном институте (ГСПИ). В работах по модернизации, продолжавшихся около десяти лет, приняли участие Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. А. А. Бочвара (ФГУП ВНИИНМ), ПО «Маяк» и другие предприятия атомной отрасли. Сейчас оборудование реактора заменили в соответствии с новыми российскими стандартами, которые полностью отвечают стандартам МАГАТЭ. Двенадцатого октября 2011 года в 14.34 реактор ИБР-2М был запущен и достиг номинальной мощности 2 МВт. Обновлённый реактор станет работать до 2035 года. Предполагается, что исследователи из разных стран мира смогут ежегодно проводить на нём не менее ста научных экспериментов.

Импульсный реактор на быстрых нейтронах - воплощение идеи Дмитрия Ивановича Блохинцева. Первый такой реактор - ИБР-1 - запустили полвека назад, а всего в институте их было три - ИБР-1, И БР-30 и ИБР-2 (см. «Наука и жизнь» №1, 2005 г.). Реакторы предназначались для изучения взаимодействия нейтронов с атомными ядрами. С помощью пучка нейтронов можно исследовать возникающие ядерные реакции, возбуждение ядер, их структуру, то есть свойства самых разных веществ, решая при этом не только сугубо научные, но и некоторые прикладные задачи.

В книге «Рождение мирного атома» (М.: Атомиздат, 1977) академик Д. И. Блохинцев рассказывал, что в разработке теории импульсного реактора приняли участие сотрудники Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ). Они придумали устройство небольшой мощности, в котором «зажигается» управляемая цепная реакция в виде коротких импульсов, или маленьких «ядерных взрывов» с выбросом нейтронов. Блохинцев предложил конструкцию реактора с двумя активными зонами - неподвижной на статоре и быстро вращающейся на роторе. Реактор переходит в сверхкритическое состояние, когда ротор проскакивает мимо статора, и в нём на мгновение развивается мощная цепная реакция, затухающая с удалением ротора. Такую «атомную мини-бомбу» и удалось «приручить» в Дубне. Из реактора вылетают нейтроны разных энергий, от медленных (тепловых) до быстрых (высокой энергии), возникающих в виде короткого импульса сразу после процесса деления. На пути от реактора к мишени импульс растягивается, поэтому можно понять, какие ядерные реакции вызваны быстрыми нейтронами (которые прилетают первыми), а какие - медленными (приходящими позже).

После остановки ИБР-2 сотрудники Лаборатории нейтронной физики и других подразделений ОИЯИ занялись разработкой, проектированием, сборкой и отладкой всех его важных узлов. Корпус реактора, внутренние и околореакторные устройства, систему электропитания, аппаратуру систем управления, защиты реактора и контроля технологических параметров создали заново согласно современным требованиям. В реконструкцию реактора было вложено около 11 миллионов долларов.

В конце июня 2011 года в ОИЯИ Государственная приёмочная комиссия подписала акт о готовности модернизированного реактора ИБР-2М к энергетическому пуску (с выходом нейтронов), который последовал за физическим, когда проверялась только работа его узлов и механизмов, и выдала лицензию на его использование.

После модернизации реактора изменилось очень многое. Во-первых, у ИБР-2М стала компактней активная зона - шестигранная призма объёмом примерно 22 литра. Она помещена в цилиндрический корпус высотой около семи метров в двойной стальной оболочке. Максимальная плотность потока нейтронов в импульсе в центре активной зоны достигает огромного значения - 10 17 на квадратный сантиметр в секунду. Поток уходящих из активной зоны нейтронов разделяется на 14 горизонтальных пучков для проведения научных экспериментов.

В модернизированном ИБР-2 в полтора раза увеличена глубина выгорания топливных элементов реактора, выполненных из таблеток двуокиси плутония (PuO 2). Плутоний весьма редко служит основой ядерного топлива в исследовательских реакторах, в них обычно применяют урановые композиции. В ИБР-2М используется существенное преимущество плутония в сравнении с ураном: доля запаздывающих нейтронов - важная характеристика качества нейтронного источника - у плутония в три раза меньше, чем у урана, следовательно, радиационный фон между основными импульсами слабее. Высокая плотность нейтронов в импульсе, длительная эксплуатация активной зоны (за счёт кратковременного, импульсного режима работы) позволяют отнести модернизированный ИБР-2 к лидирующей в мире группе нейтронных источников.

Реактор генерирует нейтронные импульсы частотой пять герц, которую обеспечивает так называемый подвижный отражатель. Эта сложная механическая система, смонтированная рядом с активной зоной, состоит из двух массивных роторов. Они изготовлены из стали с высоким содержанием никеля и вращаются в противоположных направлениях с разными скоростями в кожухе, наполненном чистым газообразным гелием. В момент совмещения роторов у физического центра активной зоны реактора возникает нейтронный импульс. Скорость основного ротора в усовершенствованном подвижном отражателе уменьшена в два с половиной раза по сравнению с предыдущим - до 600 оборотов в минуту, благодаря чему эксплуатационный ресурс реактора увеличился с 20 до 55 тысяч часов, а длительность нейтронного импульса не изменилась.

Система охлаждения реактора состоит из трёх контуров: в первом и втором используется жидкий натрий, который перекачивают электромагнитные насосы, в третьем - воздух. Такая схема обеспечивает безопасность реактора: если один контур выйдет из строя, его отсекут аварийными вентилями. Жидкий натрий используют потому, что, если во всех контурах будет вода, сильно замедляющая нейтроны, энергия нейтронного излучения понизится. В первом контуре, трубы которого имеют двойную защитную оболочку, циркулирует радиоактивный натрий, во втором - необлучённый натрий. При аварийном отключении электричества сохранение натрия в жидком виде (выше температуры плавления 97,9°С), а значит, и охлаждение реактора надёжно обеспечат газовый нагрев.

Дубна - это фактически остров, границы которого хорошо контролируются. Кроме того, сам ОИЯИ функционирует на охраняемой территории, а ИБР-2М имеет собственный внутренний периметр физической защиты. Концепция охраняемого «ядерного острова» гарантированно защищает реактор от внешней угрозы. Если же во время работы реактора что-то произойдёт из-за действий персонала, сработает так называемая защита от дурака (fool proof system ) - никто ни сознательно, ни бессознательно не сможет причинить ему ущерб. Например, если вдруг параметры очередного нейтронного импульса отличаются от заложенных, сработает быстрая аварийная защита без вмешательства оператора. Такой контроль идёт по всему реактору, причём все системы защиты зарезервированы и продублированы. Когда из-за перебоев в электроснабжении было несколько ложных срабатываний, реактор гасили и анализировали происшествия. В интересах безопасности на реакторе используют три источника электропитания: штатное по высоковольтным линиям 110 кВ от пункта питания «Темпы», 10 кВ от Иваньковской ГЭС на Волге и от резервного мощного дизельного генератора с запасом топлива, достаточным для длительной работы. В любом реакторе необходимо в первую очередь обеспечить стабильное охлаждение активной зоны при любой аварии, чтобы избежать развития событий по японскому варианту, когда при нарушении охлаждения активной зоны произошли разгерметизация топливных элементов с частичным их расплавлением и выход продуктов деления в окружающую среду. На реакторе ИБР-2М негативные сценарии возможных аварий и их последствий достаточно хорошо продуманы, и пересматривать расчёты после японской трагедии не пришлось. Печальное событие в Фукусиме, повлекшее за собой многочисленные жертвы, показало, насколько устарели некоторые принципы безопасности, заложенные в проект этой АЭС. В наше время при строительстве атомных станций закладывают более жёсткие принципы безопасности, учитывая многие события прошлого. Сегодня, например, никто не поставит АЭС на берегу океана в высокосейсмичной зоне. Что же касается реактора ОИЯИ, то он выдержит землетрясение до семи баллов, хотя в районе Дубны вероятность землетрясения магнитудой шесть баллов - один раз в тысячу лет, а магнитудой пять баллов - раз в сто лет.

Реактор ОИЯИ эксплуатируют в режиме центра коллективного пользования - проводить на нём эксперименты могут также исследователи из других организаций. Время для работы на реакторе ИБР-2М чётко распределено: внутренние пользователи получают 35% времени, для других организаций 55% предусмотрено на обычные заявки, 10% - на срочные. Заявки рассматривают международная экспертная комиссия и ответственный экспериментатор, которые дают заключение: можно ли провести данные исследования на реакторе. Эксперименты очень дороги, поэтому их экспертиза - обычная международная практика. Модернизированный реактор открывает богатейшие возможности как для фундаментальных, так и для прикладных исследований при помощи уникальной аппаратуры, которую многие годы испытывали и совершенствовали в стенах института. Сегодня она стоит на всех четырнадцати каналах реактора, идут работы по созданию для него нового криогенного замедлителя, позволяющего менять спектр нейтронов.

Методом рассеяния нейтронов можно получать информацию об устройстве вещества на атомном и надатомном уровне, выяснять его свойства и структуру, причём это касается также биологических материалов. С помощью фурье-дифрактометра , например, можно изучать строение вещества, структуру моно- и поликристаллов, исследовать новые типы материалов - композитов, керамик, градиентных систем; возникающие в кристаллах и многофазных системах механические напряжения и деформации. Высокая проницающая способность нейтронов позволяет применять их для неразрушающего контроля напряжений в объёмных материалах или изделиях под воздействием нагрузок, облучения или высокого давления. Обычные методы не способны обнаруживать скрытые дефекты внутри бруска толщиной несколько сантиметров. Нейтронография даёт возможность обследовать материал по всему объёму и найти места напряжений, которые в процессе эксплуатации станут критическими дефектами. В геофизике нейтроны используют для изучения горных пород, и по ориентации кристаллитов в них можно восстановить картину протекавших там процессов. На реакторе уже исследовали керны пород из Кольской сверхглубокой скважины, поднятые с восьми-десяти километров. Полученные данные позволили проверить и дополнить модели тектонических процессов, проходивших в этом регионе.

На ИБР-2М изучают сложные оксидные материалы, применяемые для записи и хранения информации в системах связи и в энергетике - с колоссальным магнитным сопротивлением, сверхпроводимостью, магнитоэлектрическими эффектами, выясняя, какие механизмы лежат в основе их физических свойств на структурном уровне. Спектрометры и рефлектометры с поляризованными электронами позволяют изучать объёмные наноструктуры, в том числе многослойные; коллоидные растворы; ферромагнитные жидкости; определять структуру поверхностей и тонких плёнок толщиной до нескольких тысяч микрон, их ядерные и магнитные свойства. Спектрометр малоуглового рассеяния нейтронов благодаря щадящему характеру излучения способен исследовать биологические объекты размером до нанометра: полимеры, белки в растворе, митохондрии, мембраны. Под действием различных факторов у мембраны изменяются структура, толщина, физические свойства, проницаемость, подвижность. Все эти изменения отражаются на спектре рассеяния нейтронов и дают сведения о биологических объектах в процессе их жизнедеятельности, что невозможно сделать другими способами.

Флюенс - суммарное количество нейтронов, прошедших через удельную поверхность конструкции за весь срок службы реактора. Для всех материалов, используемых в ядерных реакторах, установлена предельная величина флюенса, превышение которой вызывает радиационные повреждения.
Фурье-дифрактометр - оптическое устройство, в котором после прохождения нейтронов через образец вначале получают распределение дифракционных максимумов, а затем путём фурье-преобразования, то есть разложения по частотам, вычисляют спектральное распределение нейтронов.

: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).

Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.

Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).

Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)

Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -

Перечень панелей и пультов управления. Пульт управления ядерным реактором Система регулирования цепной реакции

Устойчивость работы реактора

Снижение реактивности

Система управления

Аварийная защита

Популярное