Система управления и защиты реактора

Перечень материалов, используемых в обычной электроэнергетике, сравнительно невелик. Для изготовления деталей и оборудования, испытывающих нагрузки, применяют стали, там, где необходимы проводники электрического тока, используют медь или алюминий, а в качестве изоляционных материалов выбирают органические соединения или керамику. Появление на энергетическом рынке атомных электростанций (АЭС) значительно расширило круг используемых материалов. В активной зоне реактора находятся делящиеся и воспроизводящие материалы, представляющие собой либо металлы (уран, плутоний и торий), либо их окислы или карбиды. В качестве конструкционных материалов активной зоны применяют магний и цирконий, в качестве замедлителя— графит. В системах управления и защиты реакторов используют такие материалы, как бор, гафний и редкоземельные металлы, в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок могут быть использованы, например, углекислый газ, гелий, натрий. [c.6]

Система управления и защиты реактора (СУЗ) предназначена для устойчивой работы реактора во всех режимах, включая аварийные. В соответствии с жесткими требованиями по обеспечению ядерной безопасности пуск и функционирование реактора без этой системы невозможны. [c.490]

Система управления и защиты реактора связана с УВС и другими системами управления блока. В УВС из СУЗ поступают сигналы по мощности, времени удвоения мощности, положению регулирующих стержней и компенсирующих пакетов. От УВС предусмотрено воздействие на задатчики регуляторов мощности. В СУЗ поступают также сигналы от главного регулятора мощности, расхода (из системы управления [c.491]

Система управления и защиты реактора [c.494]

Система управления и защиты реактора (СУЗ) служит для контроля и управления мощностью реактора во всех режимах его работы. СУЗ осуществляет также контроль реактивности, положения исполнительных механизмов, а также автоматический и дистанционный пуск реактора, автоматическую и дистанционную аварийную защиту реактора, контроль нейтронного потока в реакторе. [c.284]

Система управления и защиты реактора (СУЗ) служит для пуска и останова реактора, поддержания заданного уровня мощности, перехода на другой уровень мощности и аварийного останова реактора. Она включает исполнительные органы, приводы, систему охлаждения. Органы управления реактивностью реактора должны выполнять следующие основные функции компенсацию запаса реактивности, автоматическое регулирование, аварийную защиту, поддержание неравномерностей энерговыделения ниже заданного уровня. В соответствии с этими функциями СУЗ состоит из компенсирующей, регулирующей и аварийной систем. [c.138]

Система управления и защиты реактора основана на перемещении (под действием гравитации и независимых электроприводов) твердых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. [c.143]

К специфическим особенностям реакторной установки ВВЭР относятся наличие главного циркуляционного контура (ГЦК), состоящего из сосудов и трубопроводов большого диаметра и содержащего радиоактивную воду с высоким давлением и температурой, системы управления и защиты реактора, состоящей из механических поглотителей и борной системы, поддерживающей требуемую концентрацию борной кислоты. Надежная работа этих систем [c.154]

Подвижные поглощающие стержни из трех или четырех ТВС объединяются и образуют рабочий орган системы управления и защиты реактора. Система состоит из 36 рабочих органов, каждый из которых Перемещается своим приводом. [c.161]

При эксплуатации АЭС система управления и защиты реактора должна обеспечивать [c.418]

О назначении органов СУЗ и их функциях в системе управления и защиты реактора см. пояснение к 29.17. [c.419]

Включены были все приборы, сигнализирующие о радиационной опасности. Проверена исправность системы управления и защиты... Извлекли два аварийных кадмиевых стержня из реактора и оставили их во взведенном состоянии достаточно было нажать на кнопку, и они упали бы в вертикальные каналы реактора и погасили цепную ядерную реакцию. [c.208]

Корпус реактора цилиндрический, сварной, диаметром 1340 х 20 мм, высотой 4365 мм. Газойль подводится по четырем нижним патрубкам, отводится через четыре верхних патрубка диаметром 150 мм. Горючим служит уран-алюминие-вый сплав. Загрузка реактора составляет 22,5 кг урана-235 при обогащении 36%. Оболочки ТВЭЛ выполнены из алюминиевого сплава Д-20 с пониженным содержанием меди. Система управления и защиты включает 32 стержня из бористой стали. В нормальных условиях эксплуатации при режиме автоматического регулирования достаточно использования двух стержней. При работе на полной мощности длительность кампании реактора около двух лет. [c.161]

Для энергоблока с реактором типа БН-600 АСР состоит из 12 связанных основных локальных подсистем и поддерживает следующие параметры мощность реактора и температуру теплоносителя на выходе из реактора (совместно с системой управления и защиты), расходы теплоносителя в первом и втором контурах (совместно с системой управления главным циркуляционным насосом), давление и температуру свежего пара, расход и давление питательной воды и др. АСР стабилизирует основные технологические параметры энергоблока и выдает управляющие воздействия в диапазоне нагрузок 10— 100%. [c.284]

При работе реактора происходит убыль топлива, испытавшего деление (2.1), поэтому реакторы имеют заведомо надкритические размеры (в энергетических реакторах на тепловых нейтронах загружается 25—40 критических масс), а работа реактора на стационарном уровне ( зф = 1) обеспечивается системой управления и защиты. Эта же система обеспечивает переход реактора с одной мощности на другую, включая пуск и останов. Изменение реактивности происходит вследствие выгорания топлива, изменения температуры и плотности материалов реактора. Изменение мощности приводит к неравномерному изменению температур различных материалов. Так, с ростом мощности температура топлива возрастает больше, чем температура теплоносителя. Кроме того, температура топлива быстрее реагирует на изменение мощности, так как в топливе выделяется 94—97 % всей энергии деления. [c.132]

Многолетний промышленный опыт эксплуатации намывных фильтров получен на Ленинградской АЭС, где они используются в системах байпасной очистки вод реактора и контура системы управления и защиты (СУЗ), для очистки замасленных вод взрыхления. Эксплуатация перлитных намывных фильтров позволяет поддерживать концентрацию продуктов коррозии в очищенном конденсате не более 5 мкг/дм , а масла — около 0,1 мг/дм . [c.103]

Система управления и защиты (СУЗ) предназначена для автоматического регулирования мощности реактора (в зависимости от расхода пара) и для остановки его в случае аварии. [c.205]

Третий и четвертый блоки Ново-Воронежской АЭС имеют мощность по 440 МВт каждый (рис. 1.3). Размеры активной зоны реактора - диаметр 2880 мм и высота 2500 мм. Цилиндрический корпус реактора имеет сферическую крышку и полуэллиптическое днище. Толщина стенки с антикоррозионной наплавкой в гладкой части равна 148 мм, в зоне патрубков -208 мм. Общая высота корпуса с системой привода и управления защитой - 21 ООО мм. Теплоноситель через нижний пояс патрубков и зазор между корпусами реактора и шахты поступает в нижнюю часть, потом через систему отверстий в шахте - в активную зону. Входная и выходная зоны теплоносителя в корпусе разделены специальным уплотняющим поясом. Переход от плоских крышек к сферическим позволил резко (более чем в 2 раза) сократить их толщину. В основном разъеме реактора наряду с уплотнением через прокладки применено резервное торовое тонкостенное уплотнение. [c.14]

В реакторе ВВЭР-440 в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана и образующийся в процессе работы плутоний. Основными конструктивными элементами реактора являются корпус, внутрикорпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора (СУЗ). Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине. В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя-замедлителя, равное 125 кгс/см . [c.172]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

Нагретая вода из реактора по трубопроводу поступает в первый контур парогенератора, нагревает воду второго контура и превращает ее в сухой насыщенный пар (второй контур). Парогенератор представляет собой большой цилиндр горизонтального типа с и -образными трубами из нержавеющей стали с внутренним диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм. Сухой насыщенный пар (второй контур) по паропроводам подводится к турбине мощностью 220 МВт. Процесс управления интенсивностью тепловыделения в рёактбрб происходит путём регулирования деления атомов урана-235. Технически это осуществляется введением в активную зону или извлечением из нее стержней из материала, поглощающего нейтроны. Стержни из карбида бора, сильно поглощающие нейтроны, размещены тоже в кассетах, общим числом 73 или 37. К их верхнему концу присоединены штанги, связанные с электромеханической системой управления и защиты реактора. [c.164]

К реакторной установке относят следующие основные конструктивные элементы и системы активную зону, отражатель и зону воспроизводства (экран), биологическую защиту, системы управления и защиты реактора, перегрузки топлива, контроля и обеспечения безопасности, теплосъема. [c.135]

Для одноконтурных АЭС КПД станции рассчитывается по уравнению (9.7), где Рк определяется потерями теплоты собственного реактора, складывающимися из потерь на охлаждение системы управления и защиты, отражателя, биологической защиты охл и потерями С продувкой <7рпр, причем КПД парогенератора [c.355]

Ленинградское производственное электромаилиностро-ительное объединение имени С. М. Кирова [ЛПЭО Электросила ] изготовляет турбогенераторы мощностью от 60 до 1200 кВт, гидрогенераторы для крупнейших отечественных и зарубежных ГЭС, крупные электрические машины для дизель-генераторных установок и других нужд электростанций, системы управления и защиты атомных реакторов и другие виды электрооборудования. [c.256]

Для управления реактором существует система управления и защиты (СУЗ), описанная в гл. 11, используемая в сочетании с борным регулированием. Последнее нашло свое отражение в организации водного режима реактора ВВЭР и его байпасной очистки, так называемой СВО-1, работающей непрерывно. В табл. 6.3 приведены характеристики водного оежима реактор- [c.62]

АЗ — аварийная защита АЭС — атомная электрическая станция БН — реактор на быстрых нейтронах ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор ВПТО — высокотемпературный промежуточный теплообменник ВТЕР — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор гцн — главный циркуляционный насос НПТО — низкотемпературный промежуточный теплообменник ПГ — парогенератор ПТО — промежуточный теплообменник ПЭН — питательный электронасос СУЗ — система управления и защиты ТА — теплообменный аппарат ЦВД- цилиндр высокого давления ЦНД — цилиндр низкого давления ЦСД — цилиндр среднего давления [c.4]

Развитие ядерной энергетики в СССР требует упрощения строительных работ и унификации строительных материалов. Одним из путей решения этой проблемы может стать замена серпентинитового бетона в конструкции радиационной защиты АЭС с ВВЭР обычным строительным. Исследования радиационной стойкости строительного бетона в условиях реакторного облучения, прочностных хараактеристик защиты при сложном разогреве и термической стойкости бетонов, проведенные в последние годы, обосновали возможность использования строительного бетона в качестве материала защиты [1]. Однако при выборе конструкции и материалов радиационной защиты реакторов на АЭС немалую роль играет необходимость создания приемлемых условий работы ионизационных камер (ИК) системы управления и защиты (СУЗ) реактора, гарантирующих достаточный ток ИК при соблюдении паспортных значений мощности дозы 7-излучения и температуры в канале ИК. Поскольку теплопроводность серпентинитового и обычного бетонов практически одинакова, ожидаемое изменение температуры в каналах ИК при замене бетонов не превысит 10%, что обеспечивает устойчивую работу ИК по температурным условиям. [c.106]

ТВС ядерных реакторов гетерогенного типа классифицируют по функциональному признаку (испарительные, пароперегре-вательные, зоны воспроизводства и др.) по назначению [рабочие, рабочие с размещением элементов системы управления и защиты (СУЗ), измерительные, экспериментальные], по конструкции (кассетного, канального типа, с кожухом, без кожуха, с интенсификаторами теплообмена, с дистанционирующими элементами по длине активной зоны и без них, с дроссельными устройствами и без них), по геометрической форме (сечение в плане) (шестигранные, квадратные, круглые, многогранные и др.), по форме твэла (с гладкостержневыми, профильными, кольцевыми, пластинчатыми, шаровыми, блочными твэла-ми), по наличию поглощающего материала и твердого замедлителя, по размещению топлива (с профилированием по содержанию делящегося материала по длине твэла и по сечению сборки и без профилирования). [c.85]

В некоторых типах реакторов выбор наибольшей расчетной средней глубины выгорания не только лимитирован условиями надежности твэлов, т. е. сохранения ими герметичности за весь период нахождения в реакторе, но и обусловлен техническими возможностями системы управления и защиты обеспечивать эксплуатацию зоны при большом начальном запасе реактивности в активной зоне, чтобы реализовать высокий уровень средней энерговыработки с 1 т топливной загрузки. [c.103]

Конструкция активной зоны выполняется разборной, с фиксированным размещением ТВС. Любая ТВС может быть установлена в активную зону, извлечена из нее и заменена новой. Состав топливной загрузки и конструкция активной зоны должны обеспечивать заданные требования к эксплуатации реактора по тепловой мощности, удельной энергонапряженности, кампании топлива, способу перегрузки, достижимой глубине выгорания, обеспечению надежного теплоотвода при всех режимах работы, регулированию н поддержанию равномерности нейтронного потока по радиусу и высоте зоны. Активная зона вместе с системой управления и защиты (СУЗ) реактора должна удовлетворять требованиям ядерной и радиационной безопасности, аварийной защиты, требованиям по прочности, коррозионной стойкости, размерной стабильности твэ-лов и т. п., т. е. удовлетворять всем требованиям к надежности ра-296 [c.296]

В реакторе предусмотрены следующие основные системы контроля и управления 1) физического контроля поля энерговыделения по радиусу и высоте с помощью датчиков прямой зарядки 2) управления и защиты реактора 3) пускового контроля (реакти-метры, пусковые выемные камеры) 4) контроля расхода воды по всем каналам специальными щарико-выми расходомерами 5) контроля целостности труб каналов (КЦТК) по влажности и по температуре газа, заполняющего полость графитовой кладки [c.143]

В затраты на ядерное топливо в реакторах на быстрых нейтронах (БН) включаются затраты на тепловыделяющие сборки активной зоны и зоны воспроизводства, на органы системы управления и защиты (СУЗ) и фотонейтронные источники (ФНИ). [c.441]

Реактор размещен в бетонной щахте, представляющей собой цилиндрическую кладку из вертикальных графитовых колонн с центральными отверстиями, в которых расположены технологические каналы. В технологических каналах установлены твэлы и через них циркулирует теплоноситель. В пределах, активной зоны (высота 3,5 м) технологические каналы изготовлены из циркониевых труб диаметром 88X Х 4 мм. За пределами активной зоны технологические каналы выполнены из нержавеющей стали. В каждом канале- размещена кассета с двумя тепловыделяющими сборками. Каждая сборка состоит из 18 твэлов. Твэл представляет собой циркониевую трубку диаметром 13,5X0,9 мм с таблетками нз двуокиси урана. Отдельные каналы нспользуются для размещения стержней-поглотителей системы управления и защиты. [c.352]

При облучении нейтронами протекает реакция В ° (п,а)и, в результате которой происходит некоторое изменение механических свойств управляющего стержня. Как правило, для надежности работы в реакторах применяются стержни из бористой стали (содержание бора до 3%) или стержни и кассеты из карбида бора В4С (с содержанием бора до 76%). В комплекс системы управления и защиты входят схемы управления и перемещения твердых поглотителей, датчики, обеспечивающие контроль нейтронного потока со вторичными приборами, электрическим питанием и электронной аппаратурой, а также датчики и указатели поЛжения стержней (кассет) СУЗ. [c.419]

Общая конструктивная особенность реакторов подводных лодок США и Англии — вертикальное расположение активных зон и стержней системы управления и защиты. Корпуса реакторов изготовляют из Низколегированной углеродистой стали и плакируют изнутри нержавеющей сталью (в США — сталью марки 304). Из нержавеющей стали изготовляют также оборудование и трубопроводь , соприкасающиеся с теплоносителем первого контура. [c.205]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Для РУ эволюционных проектов ВВЭР-1000 (В-392) и ВВЭР-640 основное внимание направлено на обеспечение надежного прекращения цепной реакции деления в аварийных ситуациях за счет пассивных средств и внутренне присущих реактору свойств, а также надежного и длительного пассивного охлаждения остановленного реактора, удержание и охлаждение расплава активной зоны. С этой целью осуществляют функциональное и пространственное разделение систем защиты, дублирование и резервирование систем обеспечения безопасности, увеличивают запас воды в корпусе и первом контуре. Используют пассивные устройства и системы безопасности, учитывающие возможность длительного перерыва в энергоснабжении двойную защитную оболочку, рассчитанную на внутреннее давление (стальную) и внешние воздействия (бетонную). ВВЭР-640 имеет пониженную энергонапряженность активной зоны (65,4 кВт/л), увеличенную эффективность механических систем управления и защиты (СУЗ), выгорающие поглотители, организованный вокпуг корпуса бассейн-выгородку с водой для аварийного отвода теплоты, систему аварийного охлаждения активной зоны с увеличенным запасом воды и систему пассивного отвода теплоты с эффективными водо-водяными теплообменниками. [c.129]

Подкритичность реактора или постоянный уровень мощности при перегрузке реактора должны обеспечиваться соответствующим положением органов регулирования, а также соответствующим порядком извлечения и загрузкки ТВС и сборок системы управления й защиты (СУЗ). [c.356]

Регулируемый электропривод, как известно, состоит из больщого числа блоков и узлов входного трехобмоточного трансформатора на полную мощность электродвигателя, блока выпрямителя (звено постоянного тока со сглаживающим реактором), блока инвертора, системы управления, релейной защиты и автоматики (СУРЗА), блока фильтрокомпенсирующих устройств (ФКУ), блока системы охлаждения тиристоров (СОТ) и собственно электродвигателя, имеющего конструктивные особенности построения системы преобразования частоты. [c.49]

Далее с помощью простейших приближенных методов расчета с идеализацией геометрии, в ряде случаев даже не делая наиболее трудоемких расчетов интенсивности и ослабления вторичного у-излучения, производят грубую оценку (в пределе даже одногрупповую) примерной толщины защиты в основных направлениях. При этом на основании опыта проектирования и расчетов защиты ЯЭУ (может быть, даже других типов) вводится некоторый запас на пренебрежение вторичным у-излуче-нием, на возможность наличия каналов и пустот в защите. Полученные результаты позволяют скомпоновать защиту согласно выбранному типу компоновки с учетом принципов, изложенных в начале параграфа, примерной формы контура охлаждения, необходимости перегрузки реактора и различных особенностей установки. На начальной стадии проектирования защиты необходимо выявить все особенности данной установки не существуют ли какие-нибудь ограничения, обусловленные остаточной активностью нет ли необходимости в частном демонтаже какой-либо части защиты не предъявляет ли особых требований к защите система дистанционного управления и т. д. [c.79]

Защитные системы безопасности — системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядер-ного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, первого контура и аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора, а также нарушением теплоотвода от твэлов, К защитным системам относятся системы аварийной защиты реактора и системы аварийного охлаждения. [c.106]

Пусконаладочные режимы. Они проводятся после окончания строительства и монтажа блока перед сдачей его в нормальную эксплуатацию. Пусконаладочные работы, но в уменьшенном объеме, могут проводиться также после ремонтов и реконструкции блока. Особенно значительный объем работ в пусконаладочных режимах проводится на головных энергоблоках серии. Задачей системы управления в этих режимах является в основном сбор информации о правильности функционирования всех технологических систем. На головных блоках для этого иногда устанавливаются дополнительные средства контроля, позволяющие глубже проанализировать работу технологического оборудования. Особенное внимание уделяется физическому пуску, когда в реактор загружается топливо и начинается цепная реакция. При этом нейтронный поток очень мал и мощность, выделяемая при делении топлива, исчисляется долями ватта. Однако достаточно дополнительно загрузить в реактор одну тепловыделяющую сборку или незначительно переместить регулирующие органы, чтобы вызвать разгон реактора с малым периодом. Поэтому при физическом пуске больщое внимание уделяется контролю нейтронного потока. При самом первом пуске данного реактора, когда начальный нейтронный фон в реакторе мал, применяется специальная аппаратура первого пуска, датчики которой максимально приближаются к активной зоне или вносятся внутрь ее. При повторных пусках реактора задача контроля упрощается, так как в реакторе все время присутствуют нейтроны, образующиеся за счет реакции выделяющихся из накопившихся продуктов деления у-квантов с ядрами материалов активной зоны. При физическом пуске наряду с контролем включена аварийная защита, осуществляющая введение отрицательной реактивности при уменьшении периода ниже заданного значения (обычно 10—20 с). [c.137]

Пусковые режимы. В этих режимах в реакторе начинается цепная реакция и производится постепенный подъем его мощности и теплотехнических параметров вплоть до включения турбогенератора в сеть и набора электрической мощности. Эти режимы характеризуются больщим количеством переключений в технологических схемах (закрытие и открытие задвижек), включением и отключением насосов. С точки зрения управления эти режимы являются наиболее сложными, так как требуется контролировать большое число параметров и осуществлять множество операций по управлению за короткое время (до 400 операций/ч). Основная часть этих операций осуществляется дистанционно, но в новейших системах они поручаются автоматическим устройствам. Разрабатываются системы управления, в которых эти режимы будут управляться электронно-вычислительными машинами. Во все время пуска осуществляется контроль нейтронного потока в реакторе. В некоторых случаях применяются специальные регуляторы автоматического пуска (автопуск), которые воздействуют на исполнительные органы реактора, вывода его от начального до заданного уровня нейтронного потока. Как и в других режимах, должны быть задействованы системы аварийной защиты, обеспечивающие остановку реактора при снижении периода и (на значительных уровнях мощности) при превышении нейтронным потоком заданного значения. Кроме того, в режимах пуска должны быть задействованы технологические защиты, останавливающие блок или его механизмы при недопустимых отклонениях технологических параметров. [c.138]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...