Пульт управления реактором. Школьная энциклопедия

Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется контролируемая, или управляемая, ядерная реакция деления .

По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Как устроен ядерный реактор на тепловых нейтронах

В типичном ядерном реакторе имеются:

• Активная зона и замедлитель;
• Отражатель нейтронов;
• Теплоноситель;
• Система регулирования цепной реакции, аварийная защита;
• Система контроля и радиационной защиты;
• Система дистанционного управления.

1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - защита; 4 - регулирующие стержни; 5 - теплоноситель; 6 - насосы; 7 - теплообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - конденсатор.

Активная зона и замедлитель

Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.

Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.

Делящееся вещество, или ядерное топливо, в виде таблеток помещается в герметично закрытые стержни, которые называются ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Они пронизывают всю активную зону, заполненную замедлителем нейтронов.

Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?

Дело в том, что рождающиеся после распада ядер урана-235 нейтроны имеют очень высокую скорость. Вероятность их захвата другими ядрами урана в сотни раз меньше вероятности захвата медленных нейтронов. И если не уменьшить их скорость, ядерная реакция может затухнуть со временем. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. Если на пути быстрых нейтронов разместить воду или графит, их скорость можно искусственно снизить и увеличить таким образом число захватываемых атомами частиц. При этом для цепной реакции в реакторе понадобится меньшее количество ядерного топлива.

В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны , скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.

В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D 2 O.

Отражатель нейтронов

Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов . В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.

Теплоноситель

Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.

А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.

В тяжеловодных реакторах теплоносителем служит тяжёлая вода D 2 O, а в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями - расплавленный металл.

Система регулирования цепной реакции

Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.

ρ = ( k -1)/ k ,

k = n i / n i -1 ,

где k – коэффициент размножения нейтронов,

n i - количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,

n i -1 , - количество нейтронов предыдущего поколения в этой же реакции.

Если k ˃ 1 , цепная реакция нарастает, система называется надкритическо й. Если k < 1 , цепная реакция затухает, а система называется подкритической . При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии , так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .

Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней . В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.

Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.

Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.

За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты .

Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.

Системы дистанционного управления

Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.

Реакторы на быстрых нейтронах

Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.

Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.

В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.

Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

ТВЭЛы с сырьём (обогащённым ураном-235) располагаются в активной зоне реактора. Эта зона окружена зоной воспроизводства, которая представляет собой ТВЭЛы с топливом (обедненным ураном-238). Быстрые нейтроны, вылетающие из активной зоны после распада урана-235, захватываются ядрами урана-238. В результате образуется плутоний-239. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах производится новое ядерное топливо.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими .

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами .

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

Текст слегка наивный, но фотографии реакторов хорошие и интересные. В центре на постаменте - оголовок реактора СМ, внизу слева и справа от цилиндрической штуки - реакторы РБТ-10/1 (законсервированный) и РБТ-10/2

================================
Оригинал взят у alexio_marziano в Где и как делают самый дорогой металл в мире

Если вы думаете, что золото с платиной являются самыми ценными металлами на планете, то вы ошибаетесь. По сравнению с некоторыми искусственно полученными металлами, стоимость золота можно сравнить со стоимостью ржавчины на старом куске кровельного железа. Вы можете представить себе цену в 27 000 000 долларов США за один грамм вещества? Именно столько стоит радиоактивный элемент Калифорний-252. Дороже только антиматерия, которая является самой дорогой субстанцией в мире (около 60 триллионов долларов за грамм антиводорода).

На сегодняшний день в мире накоплено всего 8 грамм Калифорния-252, а ежегодно производится не более 40 микрограммов. И на планете есть только 2 места, где его регулярно производят: в Окриджской национальной лаборатории в США и... в Димитровграде, в Ульяновской области.

Хотите узнать, как появляется на свет почти самый дорогой материал в мире и для чего он нужен?

Димитровград

В 80 километрах от Ульяновска, на реке Черемшан, находится город Димитровград с населением около 100 000 человек. Его главное предприятие - Научно-исследовательский институт атомных реакторов (НИИАР), который был создан в 1956 году по иницитиве Курчатова. Изначально он был опытной станцией для испытаний ядерных реакторов, но в настоящее время спектр направлений деятельности значительно расширился. Сейчас в НИИАР испытывают различные материалы, чтобы определить, как они себя ведут в условиях продолжительного радиактивного излучения, создают радионуклидные источники и препараты, которые применяют в медицине и исследованиях, решают технические вопросы экологически чистых технологий и просто ведут научную деятельность. В НИИАР работает около 3500 сотрудников и 6 реакторов.

Светят, но не греют

Ни один из шести "нииаровских" реактора не используется как источник энергии и не отапливает город - тут вы не увидите гигантских установок на тысячи МВт. Главная задача этих "малышей" - создать максимальный по плотности поток нейтронов, которыми учёные института и бомбардируют различные мишени, создавая то, чего нет в природе. Реакторы НИИАР работают по схеме "10/10" - десять день работы и 10 день отдыха, профилактики и перегрузки топлива. При таком режиме просто невозможно использовать их для нагрева воды. Да и максимальная температура теплоносителя, получаемая на выходе - всего 98 С, воду быстро охлаждают в небольших градирнях и пускают по кругу.

Самый Мощный

Из 6 реакторов есть один, самый любимый учёными НИИАР. Он же и самый первый. Он же и Самый Мощный, что и дало ему имя - СМ. В 1961 году это был СМ-1, мощностью в 50 МВт, в 1965 после модернизации он стал СМ-2, в 1992 - СМ-3, эксплуатация которого рассчитана до 2017 года. Это уникальный реактор и в мире он один такой. Его уникальность - в очень высокой плотности потока нейтронов, который он способен создавать. Именно нейтроны и являются основной продукцией НИИАР. С помощью нейтронов можно решать много задач по исследованию материалов и созданию полезных изотопов. И даже воплощать в жизнь мечту средневековых алхимиков - превращать свинец в золото. Если не вдаваться в подробности, то процесс очень прост - берётся одно вещество и обстреливается со всех сторон быстрыми нейтронами, которые разбивают ядра на кучу других. Так, к примеру, из урана путём дробления его ядер нейтронами можно получить более лёгкие элементы: йод, стронций, молибден, ксенон и другие.

Ввод реактора СМ-1 в эксплуатацию и его успешная работа вызвали большой резонанс в научном мире, стимулировав, в частности, сооружение в США высокопоточных реакторов с жестким спектром нейтронов - HFBR (1964 год) и HFIR (1967 год). В НИИАР неоднократно приезжали светила ядерной физики, включая отца ядерной химии Гленна Сиборга, и перенимали опыт. Но всё же такой же по элегантности и простоте реактор так никто больше и не создал.

Реактор СМ до гениальности прост. Его активная зона - это кубик в 42 x 42 x 35 см. Но выделяемая мощность этого кубика - 100 мегаватт! Вокруг активной зоны в специальных каналах устанавливают трубки с различными веществами, которые необходимо обстрелять нейтронами.

К примеру, совсем недавно из реактора вытащили колбу с иридием, из которого получили нужный изотоп. Теперь она висит и остывает.

После этого, маленькую ёмкость с теперь уже радиоактивным иридием погрузят в специальный защитный свинцовый контейнер, весом в несколько тонн и отправят на автомобиле заказчику.

Отработанное топливо (всего несколько грамм) потом тоже остудят, законсервируют в свинцовую бочку и отправят в радиоактивное хранилище на территории института на длительное хранение.

Голубой бассейн

В этом зале не один реактор. Рядом с СМ находится и другой - РБТ - реактор бассейнового типа, который работает с ним в паре. Дело в том что в реакторе СМ топливо "выгорает" всего наполовину. Поэтому его нужно "дожечь" в РБТ.

Вообще, РБТ удивительный ректор, внутрь которого можно даже заглянуть (нам не дали). Он не имеет привычного толстого стального и бетонного корпуса, а для защиты от радиации он просто помещен в огромный бассейн с водой (отсюда и название). Толща воды удерживает активные частицы, тормозя их. При этом частицы, движущиеся с фазовой скоростью, превышающей скорость света в среде, вызывают знакомое многим по фильмам голубоватое свечение. Этот эффект носит название учёных, которые его описали - Вавилова — Черенкова.

(фото не имеет отношения к реактору РБТ или НИИАР и демонстрирует эффект Вавилова-Черенкова)

Запах грозы

Запах реакторного зала не спутать ни с чем. Здесь сильно пахнет озоном, как после грозы. Воздух ионизируется при перегрузке, когда отработавшие сборки достают и перемещают в бассейн для охлаждения. Молекула кислорода О2 превращается в О3. Кстати, озон пахнет совсем не свежестью, а больше похож на хлор и такой же едкий. При высокой концентрации озона вы будете чихать и кашлять, а потом умрёте. Он отнесён к первому, самому высокому классу опасности вредных веществ.

Радиационный фон в зале в этот момент повышается, но и людей здесь нет - все автоматизировано и оператор наблюдает за процессом через специальное окно. Однако, даже после этого к перилам в зале без перчаток прикасаться не стоит - можно подхватить радиоактивную грязь.

Мойте руки, перед и зад

Но уйти домой с ней вам не дадут - на выходе из "грязной зоны" всех обязательно проверяют детектором бэта-излучения и в случае обнаружения вы вместе со своей одеждой отправитесь в реактор в качестве топлива. Шутка.

Но руки в любом случае нужно мыть с мылом после посещения любых подобных зон.

Сменить пол

Коридоры и лестницы в реакторном корпусе застелены специальным толстым линолеумом, края которого загнуты на стены. Это нужно для того, чтобы в случае радиоактивного загрязнения можно было бы не утилизировать всё здание целиком, а просто скатать линолеум и постелить новый. Чистота тут почти как в операционной, ведь наибольшую опасность представляет здесь пыль и грязь, которая может попасть на одежду, кожу и внутрь организма - альфа и бэта-частицы очень тяжёлые и не могут улететь далеко, но при ближнем воздействии они как огромные пушечные ядра, живым клеткам точно не поздоровится.

Пульт с красной кнопкой

Зал управления реактором.

Сам пульт производит впечатление глубоко устаревшего, но зачем менять то, что спроектировано на долгие годы работы? Важнее всего то, что за щитами, а там все новое. Всё же многие датчики были переведены с самописцев на электронные табло, и даже программные системы, которые, кстати, в НИИАР и разрабатываются.

Каждый реактор имеет множество независимых степеней защиты, поэтому "фукусимы" тут не может быть в принципе. А что касается "чернобыля" - не те мощности, тут работают "карманные" реакторы. Наибольшую опасность представляют выбросы некоторых лёгких изотопов в атмосферу, но и этому не дадут случиться, как нас уверяют.

Физики-ядерщики

Физики института - фанаты своего дела и могут часами интересно рассказывать о своей работе и реакторах. Отведённого на вопросы часа не хватило и беседа растянулась на два нескучных часа. По-моему, нет такого человека, которому не была бы интересна ядерная физика:) А директору отделения "Реакторный исследовательский комплекс" Петелину Алексею Леонидовичу с главным инженером впору вести научно-популярные передачи на тему устройства ядерных реакторов:)

Если за пределами НИИАР вы будете заправлять штаны в носки, то, скорее всего, вас кто-то сфотографирует и выложит в сеть, чтобы посмеяться. Однако здесь это необходимость. Попробуйте сами догадаться, почему.

Welcome to the hotel Californium

Теперь о Калифорнии-252 и зачем он нужен. Я уже рассказывал о высокопоточном нейтронном реакторе СМ и его пользе. Теперь представьте, что та энергия, которую вырабатывает целый реактор СМ, может дать всего лишь один грамм (!) Калифорния.

Калифорний-252 - мощный источник нейтронов, что позволяет использовать его для обработки злокачественных опухолей, где другая лучевая терапия бездейственна. Уникальный металл позволяет просвечивать части реакторов, детали самолетов, и обнаруживать повреждения, которые обычно тщательно скрываются от рентгеновских лучей. С его помощью удается находить запасы золота, серебра и месторождения нефти в недрах земли. Потребность в нём в мире очень велика, и заказчики порою вынуждены стоять годами в очереди за вожделённым микрограммом Калифорния! А всё потому, что производство этого металла занимает.... годы. Для производства одного грамма Калифорния-252, плутоний или кюрий подвергают длительному нейтронному облучению в ядерном реакторе, в течение 8 и 1.5 лет соответственно, последовательными превращениями проходя практически всю линейку трансурановых элементов таблицы Менделеева. На этом процесс не заканчивается - из получившихся продуктов облучения химическим путем долгими месяцами выделяют сам калифорний. Это очень и очень кропотливая работа, которая не прощает спешки. Микрограммы металла собирают буквально по атомам. Этим и объясняется такая высокая цена.

(большая кликабельная панорама)

Кстати, критическая масса металлического Калифорния-252 составляет всего 5 кг, а в виде водных растворах солей - 10 грамм (!), что позволяет его использовать в миниатюрных ядерных бомбах. Однако, как я уже писал, в мире пока есть только 8 грамм и использовать его в качестве бомбы было бы очень расточительно:) Да и вот беда, через 2 года от существующего Калифорния остаётся ровно половина, а через 4 года он и вовсе превращается в труху из других более стабильных веществ.

В следующих частях я расскажу о производстве в НИИАР топливных сборок (ТВС) и еще одного важного и необходимого в радионуклидной медицине изотопа Молибден-99. Будет ужасно интересно!

Страница 17 из 61

Для обеспечения возможности управления реактором на пульте оператора и панелях, размещенных в помещении блочного щита управления, имеются органы управления (кнопки, ключи) и сигнальные приборы (табло, индикаторы, сигнальные лампы).
В первую очередь это приборы, относящиеся к аварийной защите, т. е. кнопки (ключи), воздействием на которые оператор может вызвать срабатывание АЗ Обычно устанавливаются две кнопки (ключа) АЗ каждого рода, с тем чтобы выход из строя одного ключа (кнопки) не привел к непрохождению аварийного сигнала. Кроме того, эти ключи и кнопки закрываются съемными крышками во избежание ложного срабатывания защиты при случайных прикосновениях.
На панели, которая устанавливается, как правило, непосредственно за пультом оператора, размещены табло сигнализации срабатывания АЗ и первопричины срабатывания АЗ. На этой же панели размещают и индикаторы положения исполнительных органов реактора. Таким образом, оператор имеет возможность убедиться в срабатывании аварийной защиты, проследив за ее воздействием на исполнительные органы реактора.
На той же секции пульта оператора, что и кнопки (ключи) АЗ, устанавливают и приборы управления исполнительными органами реактора. К ним относятся ключи управления, кнопки выбора, индикаторные лампы или светодиоды, подтверждающие правильность выбора оператором того или иного исполнительного механизма.
Рассмотрим, как организуется управление исполнительными органами реактора на примере реактора ВВЭР-1000 V бока НВ АЭС
Как уже упоминалось, исполнительные органы этого реактора универсальные и разбиты на несколько групп. Управление отдельными приводами может осуществляться только дистанционно с пульта оператора (индивидуальное управление). В связи с тем, что количество приводов велико (от 49 до 109 в различных модификациях реактора ВВЭР-1000), выбор отдельного привода для управления осуществляется по координатам, на которые разбита активная зона реактора (рис. 6.12). Каждой координате х (16, 18, ..., 38, 40) и координате у (01, 02, ..., 13, 14) соответствует своя кнопка, установленная на пульте оператора При нажатии кнопок х и у устройства управления соответствующего привода получают команду разрешения движения. Это сигнализируется зажиганием светодиода на картограмме активной зоны реактора, имеющейся на пульте оператора. Собранная схема выбора привода может быть отключена нажатием на кнопку «Сброс», имеющуюся на пульте оператора.
Однако для начала движения исполнительного органа получения команды разрешения движения недостаточно. Необходима подача исполнительной команды «больше» или «меньше», которая подается отдельным ключом индивидуального управления, имеющимся также на пульте оператора. О том, что данный исполнительный орган начал движение, оператор может судить по показаниям индикаторов положения.
При выборе того или иного исполнительного органа для индивидуального управления он исключается из состава группы. После завершения индивидуальной работы он возвращается в состав своей группы.
Выбор для управления той или иной группы осуществляется кнопками, число которых равно числу групп С помощью ключей управления, установленных на пульте, оператор имеет возможность любую выбранную таким образом группу подключить к управлению от регулятора мощности. Одновременно он имеет возможность управлять другой выбранной группой вручную с помощью ключа группового управления.
Как при работе от регулятора мощности, так и при ручном групповом управлении в том случае, если группа дошла до НПВ или ВПВ (см. рис. 6.1), автоматически начинает движение вместе с движущейся еще одна группа. При движении вверх-это группа с номером на единицу больше номера движущейся группы, а при движении вниз-на единицу меньше. После достижения группой НКВ или ВКВ движение продолжает уже новая группа.
В тех случаях, когда реактор имеет универсальные исполнительные органы, как, например, реакторы типа ВВЭР, система СУЗ должна обеспечивать приоритетность сигналов управления, причем наивысшим приоритетом обладают сигналы АЗ, затем сигналы ручного управления и далее сигналы от СРМ.
Рядом с приборами индивидуального и группового управления исполнительными органами реактора размещают и устройства управления СРМ. С помощью этих устройств осуществляется включение СРМ в тот или иной режим, перевод с дистанционного управления органами регулирования реактора в автоматический, а также контроль за правильностью работы регулятора, его исправность. К органам управления регулятором относятся ключ «дистанционно-автоматически» и кнопки выбора режима.
Рассмотрим на примере регулятора АРМ5 работу оператора по введению его в действие. Перед включением регулятора ключ «дистанционно-автоматически» находится в положении «дистанционно».
Убедившись по сигнальным лампам, расположенным на панели регулятора, что электропитание на регулятор подано (подача электропитания осуществляется выключателями, размещенными на лицевых панелях регулятора), оператор нажимает кнопку выбора режима Н или Т.
Выбор режима С или К осуществляется только после нажатия кнопки Т. После того как зажглись сигнальные лампы выбора режима всех трех каналов, регулятор готов к работе. Оператор может перевести ключ «дистанционно-автоматически» в положение «автоматически». Включение произойдет безударно, так как регулятор отслеживает текущее значение параметра, которое становится заданным в момент перевода ключа в положение «автоматически». С помощью сигнальных ламп «больше», «меньше» трех каналов оператор может судить об исправности каждого из трех каналов регулятора. Действительно, если два канала дают одинаковые сигналы, например «больше», а третий «меньше», то это значит, что. третий канал неисправен.
Если применяемый на энергоблоке регулятор не имеет безударного включения и оснащен ручным задатчиком, то перед включением такого регулятора в работу оператор должен уравнять текущее значение параметра с заданным и только после этого включать его в автоматический режим.

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

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:

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 -