Управление реактором

Управление реактором осуществляется с помощью специальных управляющих (или ре- [c.332]

Опасность взрыва в ядерном реакторе, как ядерного, так и обычного, прямо связана с проблемами управления реактором и темпом изменения уровня мощности. Уровень мощности реактора зависит от скорости реакции деления, которая в свою очередь зависит от плотности потока тепловых нейтронов в реакторе. Для того чтобы определить, что может явиться причиной взрыва, необходимо понять механизм влияния на плотность потока тепловых нейтронов. [c.168]

При больших значениях реактивности десятикратное увеличение нейтронного потока происходит всего за 0,2 с. Очевидно, что если бы только мгновенные нейтроны влияли на реактивность, управление реактором было бы очень трудным. [c.169]

Управление реактором становится возможным благодаря запаздывающим нейтронам, которые существенно увеличивают время генерации и поэтому выравнивают кривые для данной реактивности (см. рис. 7.6). В общем реактор работает таким образом, что мгновенные нейтроны позволяют получить эф 0,9995 (меньше, чем требуется для достижения критичности), а остальное обеспечивается запаздывающими нейтронами. Таким образом, внезапные изменения (вывод контролирующего стержня, потеря герметичности оболочки и т.д.) оказывают влияние на плотность нейтронов медленней и могут быть нейтрализованы, прежде чем произойдет существенное повреждение активной зоны. [c.169]

Однолучевые асимметричные таблетки, безусловно, понадобятся для управления реактором лазерного синтеза. Если трудно управиться с одним пучком, что тогда говорить о многих [c.207]

Теплоноситель из реактора по трубопроводу поступает в парогенератор, где тепло первого контура передается воде второго контура, которая, испаряясь, превращается в сухой насыщенный пар. Парогенераторы горизонтального типа с U-образными трубами из нержавеющей стали с внутренним диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм. Сухой насыщенный пар по паропроводам подводится к турбине К-220-44 мощностью 220 МВт. Управление реактором осуществляется путем введения в активную зону или извлечения из нее материала, поглощающего нейтроны. Для регулирования мощности служат кассеты, в верх- [c.172]

Сам реактор собирали в котловане Монтажных мастерских . Под землей находился и пульт управления. Запасный пульт управления реактором располагался также под землей, в километре от Мастерских . Погасить реакцию можно было, опустив в активную зону кадмиевые стержни кроме того, были предусмотрены аварийные стержни, которые в случае непредвиденного разгона реакции могли быть сброшены вниз. [c.208]

Прежде всего И. В. Курчатов распорядился отпустить отдыхать всех рабочих и техников, которые строили последние два слоя реактора. В подземной лаборатории у пульта управления реактором остались только И. В. Курчатов и сотрудники лаборатории, помогавшие ему в пуске реактора. [c.208]

Ранее об альфа-частицах и протонах уже говорилось как о возможных продуктах различных ядерных реакций. А не могут ли они возникнуть и при распаде ядер-осколков На первый взгляд это кажется невозможным, поскольку излучение альфа-частицы или протона ядром-осколком, содержащим избыток нейтронов, увеличивает, а не уменьшает этот избыток Однако некоторое количество альфа-частиц, несомненно, присутствует в ядерных реакторах, работающих на уране или плутонии, так как эти элементы подвергаются медленному радиоактивному распаду, сопровождающемуся испусканием альфа-частиц 32. Кроме того, альфа-частицы могут образовываться в результате ядерных реакций в реакторе, при которых нейтрон поглощается легким ядром, а не ядром урана. Одной из таких реакций, которую и на самом деле используют для управления реактором, является захват нейтрона ядром бора-10, которое затем делится на ядро лития-7 и альфа-частицу (ядро гелия-4) [c.57]

Активные зоны реакторов типа ВВЭР обладают отрицательными мощностными коэффициентами реактивности. Температурный коэффициент реактивности в начале работы первых загрузок активных зон близок к нулю и отрицателен в течение всей дальнейшей эксплуатации. Отрицательные значения коэффициентов реактивности способствуют удобному управлению реакторами и существенно ограничивают неблагоприятные отклонения параметров прн возможных авариях с увеличением реактивности. [c.95]

Управление реактором заключается прежде всего в управлении нейтронным потоком, который определяет мощность реактора. Если в некоторый момент в реакторе появилось п, нейтронов, то часть из них поглотится в замедлителе, конструкционных материалах, регулирующих органах или вылетит из реактора через внешнюю поверхность. Остальные нейтроны поглотятся в топливе, причем некоторые из них вызовут деление ядер, в результате чего появятся 2 нейтронов. Коэффициент размножения реактора / = 2/ i является основной величиной, определяющей изменение нейтронного потока в реакторе. Коэффициент размножения зависит от состава зоны, температуры топлива, теплоносителя и замедлителя, положения органов регулирования и других факторов. [c.122]

Высказанные соображения показывают необходимость такого управления реактором, при котором исключается возмож- [c.123]

В реакторах с перегрузкой топлива во время остановок, кампания которых продолжается 1—2 года, перспективным способом регулирования является введение выгорающих поглотителей. Эти поглотители вводятся в виде специальных блоков (аналогичных твэлам) в сборки со свежим топливом и помещаются в реактор. При работе реактора происходит выгорание топлива и снижение реактивности. Одновременно за счет захвата нейтронов происходит превращение ядер поглотителя в ядра с меньшим захватом нейтронов (этот процесс называется выгоранием поглотителя). Выгорание поглотителя приводит к некоторому увеличению реактивности и при соответствующем подборе количества выгорающего поглотителя можно добиться того, чтобы значительную часть кампании реактивность оставалась приблизительно постоянной. Естественно, что выгорающие поглотители не могут служить для оперативного управления реактором и должны применяться совместно с другими способами управления. Выгорающие поглотители при соответствующем их размещении в активной зоне могут также служить для выравнивания поля энерговыделения. В реакторах, у которых перегрузка происходит на ходу , выгорание топлива компенсируется внесением свежего топлива и выгорающие поглотители не применяются. [c.129]

В процессе управления реактором необходимо знать не только средний нейтронный поток в реакторе (что приблизительно можно установить по показаниям ионизационных камер, расположенных вне активной зоны), но и его значения непосредственно в реакторе. Для таких внутриреакторных измерений разработаны специальные малогабаритные ионизационные камеры. Однако наряду с ними в последние годы все шире стали применяться электронно- [c.135]

АСУ ТП энергоблока состоит из ряда подсистем, которые выполняют какую-либо одну функцию (например, сбор информации) или ряд функций по управлению какой-то определенной технологической системой (например, управление реактором). Среди подсистем АСУ ТП энергоблоков АЭС центральное место занимает управляющий вычислительный комплекс (УВК). Такие комплексы, построенные на базе современных средств вычислительной техники, способны выполнять все функции по управлению блоком и их роль в АСУ ТП неизменно возрастает. [c.136]

С поста № 1 осуществляется контроль и управление реактором, I и II контурами ГЦН, парогенераторами, и некоторыми вспомогательными технологическими системами I и II контуров. [c.493]

На пульте реакторной установки расположены приборы управления реактором (пуск, управление в нормальном режиме, останов) индикаторы пуска, задатчики мощности, измерители периода, измерители мощности. Здесь находятся также средства управления ключи управления (регулирующими органами реактора, ограничителями мощности, регуляторами давления в первом контуре), переключатели, кнопки аварийной защиты. На пульте установлены также органы управления ГЦН, задвижками, подпиточными насосами и вспомогательным оборудованием реакторной установки. [c.292]

Управление реактором осуществляется с помощью регулирующих стержней, представляющих собой трубку из никеля, заполненную порошком из карбида природного бора. Общая загрузка карбида бора составляет 3970 г (610 г бора-10). [c.246]

Управление реактором осуществляется с помощью двух пар кадмиевых стержней. Аварийные стержни для остановки реактора опускаются в тяжелую воду, а для пуска в ход полностью извлекаются. Между баком и графитовым отражателем помещены тонкие регулирующие пластинки. Их положение регулируется с точностью до 0,5 мм сервомоторами, управляемыми с центрального пульта. [c.145]

Фиг. 159. Автоматическое управление реактором.

К настоящему времени группа разработала методы расчета размеров реакторов, но не разработала еще методов расчета управления реакторами, что является ближайшей задачей. [c.617]

После того как удастся преодолеть трудности, связанные с регулированием и управлением реактора с возможными значительными колебаниями коэффициента размножения, как мы надеемся, окажется возможным перейти на теплосъем при режиме кипения на охлаждаемой поверхности (без переоборудования установки), причем мощность аппарата можно будет довести до 10 000 кВт. [c.683]

Быстродействие системы регулирования зависит от величины эффективной постоянной времени Т1 +К -Если К р незначительно больше своего минимально допустимого значения, то реактор будет медленно реагировать на изменение задания или нагрузки. Использование большого коэффициента усиления повышает быстродействие системы регулирования. Однако, конечно, существует максимально допустимый коэффициент усиления, который зависит от величины модуля частотной характеристики при фазовом сдвиге 180°. Если реактор имеет достаточно большую постоянную времени, а другие постоянные времени системы регулирования малы, то максимально допустимый коэффициент усиления будет намного больше минимально необходимого для управления реактором в неустойчивой области. [c.415]

Коммутирующее устройство и анализирующая аппаратура размещены на пульте управления реактором. [c.266]

В связи с изложенным наличие непрерывного контроля нейтронной мощности и скорости ее изменения является одним из главных условий обеспечения ядерной безопасности. При этом речь идет не о мощности реактора вообще, а именно о нейтронной мощности, определяемой нейтронным потоком, потому что уже работавший реактор обладает остаточной мощностью за счет радиоактивного распада веществ, находящихся в активной зоне. Остаточная мощность гам.ма-излучения в начальный период пуска работавшего ранее реактора значительно выше мощности, определяемой нейтронным потоком, но ее в это время можно считать постоянной, в то время как при управлении реактором мощность, обусловленная нейтронным потоком, быстро нарастает, [c.372]

Пожар на БЩУ может привести к потере контроля и управления реактором и блоком в целом, поэтому реактор должен быть немедленно заглушен и приняты все меры для нормального расхолаживания, пока это возможно. Пожары, угрожающие целостности основного оборудования ЯППУ, могут привести к его повреждению с выбросом радиоактивных веществ в помещения и за пределы блока, поэтому, кроме экономического ущерба, они угрожают здоровью и жизни людей. Необходимо предпринять быстрейшие меры к предотвращению этой угрозы и в первую очередь немедленно заглушить реактор. [c.387]

Для надежного и безопасного осуществления пуска и останова реактора на любом этапе необходим надежный контроль нейтронного потока на любом уровне, мощности, в том числе и на заглушенном реакторе. Поэтому система контроля мощности, так же как и система управления реактором, является частью общей системы СУЗ, обеспечивающей пуск и останов реактора. [c.420]

О необходимости измерения скорости изменения мощности и самой мощности тремя независимыми измерительными каналами см. пояснения к 29.22. Требование оснащения таких измерительных каналов самопишущими приборами вызвано необходимостью обеспечить требования 30.4. настоящих Правил, а также стремлением дать возможность оператору при управлении реактором наблюдать за тенденцией изменения периода и мощности при переходных процессах. [c.421]

Станция снабжена приборами контроля и управления реактором, а также контрольно-измерительными приборами теплосилового оборудования. [c.323]

Большое внимание уделяется также подготовке высококвалифицированных кадров для ядер ной электроэнергетики. В этих щелях на Нововоронежской АЭС создан в 1977 г. первый учебно-тренировочный центр, оснащенный действующим макетам щита управления реактором ВВЭР-440. Плаиируется дальнейшее расширение учебно-тренировючного центра установкой тренажера более мощного реактора ВВЭР-1000 для подготовки кадро в для АЭС СССР и стран — членов СЭВ с такими реакторами. [c.330]

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]

На оперативной части щита БЩУ расположены приборы и органы управления, осуществляющие управление реактором и его безопасную работу. На БЩУ размещены современные средства представления информации оперативному персоналу цветные элек-тронно-лучевые индикаторы, малогабаритные цифровые и аналоговые приборы, устройства цифро-буквенной и графической регистрации, табло сигнализации. [c.292]

Особэго внимания заслуживает случай, когда внутренний коэффициент воспроизводства (отношение скорости накопления делящихся ядер в активной зоне к скорости выгорания первичных делящихся ядер) КВА = 1 (в реакторах на быстрых нейтронах новые делящиеся нуклиды нарабатываются как в активной зоне, так и в зоне воспроизводства). При КВА = 1 загрузка близка к критической. Некоторый избыток реактивности < Рзф необходим для управления реактором — компенсации температурных и мощностных эффектов реактивности, обеспечения оперативного запаса реактивности для перехода с одной мощности на другую. При таких запасах реактивности исключается возможность разгона на мгновенных нейтронах, т е. реактор обладает внутренней ядерной безопасностью (для [c.134]

Средства управления и контроля БР и тепловых реакторов аналогичны. Управление реактором осуществляется вертикальным перемещением стержней СУЗ с помощью электромеханических приводов. Стержни, содержащие обогащенный бор, движутся в полых направляющих, помещаемых в ячейки активной зоны вместо ТВС. Рабочие органы СУЗ разделены на группы по их функциональному назначению стержни автоматического регулирования обладают сравнительно невысокой эффективностью, но наибольщей скоростью перемещения стержни аварийной защиты при нормальной работе реактора выведеные из зоны высоких потоков нейтронов, вводятся с помощью ускоряющих пружин (они содержат наибольшую концентрацию поглотителя — до 80 % по °В) самая многочисленная группа— компенсаторы выгорания, мощностных и температурных эффектов реактивности (КС-ТК) наиболее существенно влияют на нейтронно-физические характеристики реактора. [c.168]

Термоэлементы цилиндрической формы в количестве 1000 шт монтируются между внутренней горячей оболочкой и внешней обо лочкой-излучателем. Система управления реактором и теневая защи та расположены на внешней оболочке. Б качестве термоэлектри ческого материала был выбран теллурид свинца, который и опреде лил верхнюю температуру (700° С) термоэлектрического цикла. Температура холодных слоев термоэлементов определялась из условия [c.207]

Технические методы испытаний. Методы испытаний в значительной степени унифицированы (табл. 2.6) на уровне как всего оборудования для сварки и отдельных установок, так и отдельных комплектующих узлов (горелок, плазмотронов, силовых трансформаторов и цепей управления, реакторов, переключателей, контактов и др.). Такие испытания, как климатические на влагоустойчивость, холодоустойчивость и теплоустойчивость, устойчивость при транспортировании, для всего обо- [c.48]

Режим работы реактора можно регулировать изменением температуры поступающего реагента. Малая инерционность такой системы при использовании байпа-сирования потока (см. рис. 11-5) может сделать этот метод более предпочтительным по сравнению с регулированием расхода охлаждающей жидкости в рубашку или змеевик реактора. Однако большая часть тепла будет все же отводиться через рубашку реактора, а малые флуктуации скорости выделения тепла реакции могут быть скомпенсированы относительно большими изменениями температуры поступающего реагента. Чтобы обеспечить возможность управления реактором в неустойчивой области, общий коэффициент усиления должен быть в соответствии с уравнением (15-15) больще единицы. Так как регулируемой переменной является температура поступающего реагента, то коэффициент усиления объекта Ко будет мал, поэтому коэффициент [c.416]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...