Ответы на вопросы ТУР. 1. Реакторные измерения. 2 2 Нейтронные источники. 4
 Скачать 6.93 Mb.
|
6 Основные контролируемые параметры реакторатемпература теплоносителя на входе и выходе по каналам и в целом; давление теплоносителя в характерных точках; расход теплоносителя по каналам или в целом; тепловая мощность реактора; энерговыделение по объему активной зоны; температура оболочек твэлов и других материалов; реактивность реактора; положение стержней регулирования и компенсации; контроль герметичности корпуса; герметичности оболочек твэла; многообразный дозиметричес кий контроль… Специфика ядерных реакторов—оперативный контроль его тепловой мощности. Он осуществляется: измерения по тепловому балансу; измерение по нейтронным детекторам. Измерение по тепловому балансу весьма инерционно, а при низких уровнях мощности оно не обеспечивает необходимой точности либо вообще невозможно, когда разность температур теплоносителя ничтожно мала. Тепловая мощность реактора практически пропорциональна плотности потока нейтронов. Поэтому для оперативного контроля средней тепловой мощ ности используются нейтронные детекторы, которые обладают достаточной чувствительностью и являются практически безынерционными. Нейтронные детекторы, предназначенные для оперативного контроля средней плотности потока нейтронов, размещают обычно вне активной зоны и даже за корпусом реактора. При таком размещении в меньшей мере сказываются локальные изменения плотности потока нейтронов в активной зоне в связи, например, с перемещением поглощающих стержней. Вокруг реактора устанавливают большое количест во нейтронных детекторов, что позволяет при их параллель ном подключении свести к минимуму локальные перекосы распределения нейтронов в активной зоне. Для контроля нейтронного потока (согласно требованиям ПБЯ) реактор должен быть оснащен каналами контроля таким образом, чтобы во всем диапазоне измерения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10-7 % до 120 % номинального контроль осуществлялся как минимум: а) тремя независимыми между собой каналами измерения уровня плотности нейтронного потока с показывающими приборами; б) тремя независимыми между собой каналами измерения скорости изменения плотности нейтронного потока. По крайней мере два из трех каналов контроля плотности нейтронного потока должны быть оснащены записывающими устройствами. 7 Системы регулирования ядерным реактором.Все приборы, оборудование и aппаратура контроля и управления реакторной установки входят в автоматизированную систему управления технологическим процессом. Согласно правилам ядерной безопасности реакторных установок все системы, с помощью которых осуществляется контроль и управление реакторными установками, разделяются на системы контроля и управления и систему управления и защиты (СУЗ). Системы (элементы) контроля и управления реакторной установки предназначены для контроля и управления системами нормальной эксплуатации реакторной установки и системами безопасности. Они должны обеспечивать контроль технического состояния и безопасное управление установкой при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. Должна быть предусмотрена также диагностика систем контроля и управления реакторной установки . 8 Система управления и защиты. Состав СУЗ реактора ВВЭР-1000.Система управления и защиты (СУЗ) СУЗ - это совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения безопасного протекания цепной реакции. Согласно требованиям, в состав РУ должны входить системы управления и защиты, предназначенные для выполнения следующих функций: управления реактивностью и мощностью реакторной установки; контроля плотности нейтронного потока, скорости его измене ния, технологических параметров, необходимых для защиты и управления реактивностью и мощностью реакторной установки; перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержания ее в этом состоянии. В состав СУЗ РУ ВВЭР-1000 входят: аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП-7); система группового и индивидуального управления (СГИУ СУЗ); аппаратура контроля плотности выделения энергии; аппаратура защиты по технологическим параметрам; комплекс электрооборудования СУЗ (КЭ СУЗ); аппаратура отображения и протоколирования; аппаратура логической обработки защитных сигналов, аппаратура коррекции показаний по нейтронному потоку; аппаратура регулирования мощности; аппаратура размножения сигналов; аппаратура формирования аварийных команд. аппаратура контроля вибрации внутрикорпусных yстройств. |