Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Физика ядерного реактора Авария на ЧАЭС Повышение безопасности АЭС Системы контроля на атомной станции Авария на ЧАЭС

Описание тренажера

Тренажер представляет собой модель быстрого реактора (БН-350) с урановым оксидным топливом и жидким натрием в качестве теплоносителя. Высота активной зоны 1.6м, но для простоты работы мы можем принять ее равной 1м. Сначала коротко остановимся на возможностях тренажера.

Общее описание возможностей тренажера

Компьютерный тренажер реактора БН-350, как уже отмечалось, был создан в Российском научном центре -Физико-энергетическом институте (РНЦ ФЭИ). Основное назначение тренажера – обучение персонала основам управления реактором и реакторной установкой в разных режимах. С помощью достаточно реалистичного пульта управления (и контроля) тренажер позволяет моделировать

загрузку реактора топливом (набор критической массы) при пуске;

 поведение критического реактора и управление им на разных уровнях мощности без обратных связей;

  измерения дифференциальной и интегральной эффективности органов СУЗ и другие измерения при пуске;

 поведение критического реактора и управление им на разных уровнях мощности с обратными связями по температуре топлива, теплоносителя, мощности, глубине выгорания.

Опишем, как конкретно реализуется управление реактором, то есть остановимся на организации систем контроля и управления.

Общая схема пульта контроля и управления приведена на рис.2.

Регулирование реактора

В любом реакторе органы регулирования (ОР) СУЗ по своему назначению и характеристикам четко разделяются на три группы: аварийная защита (АЗ), органы ручного /автоматического оперативного регулирования (АР/РР), органы компенсации избыточной реактивности (КО или КП) (см. рис.2). Их характеристики приведены в табл. 1.

Таблица 1.

Характеристики ОР СУЗ.

Характеристика

АЗ

АР/РР

КО

Цель/функция

Заглушить р-р и

Подкритичность

Оперативное управление

Компенсация

Реактивности

Вес

-5 ¸-20b

<0.7b

От 0 до 30b

Скорость/время

Менее 2 сек

2-15 см/сек

Медленно

Постоянное положение(готов/не готов)

Взведен ВК/опущен НК

Среднее

От минимума до максимума

Управляется

Логика АЗ/ключ

АРМ/ручное

Ручное


Управление приводами ОР СУЗ обычно выполнено в виде ключей; контроль за их положением сделан в виде сильсинов (круговых индикаторов) с дополнением концевых выключателей -нижний НК, верхний ВК (чаще называемых «концевиками»).

Для всех ОР СУЗ должны быть обеспечены требования ПБЯ.

1. Для АЗ. Каждый реактор должен иметь минимум две независимые, основанные на разных принципах, системы гашения СЦР, каждая из которых должна быть в состоянии заглушить реактор и удерживать его в подкритическом состоянии не менее -1% К с учетом всех возможных эффектов реактивности.

2. Введение реактивности.

Введение отрицательной реактивности не ограничивается.

 Положительная реактивность, суммарно вносимая органом регулирования ОР (без промежуточной пошаговой фиксации), должна быть не более 0.7 beff.

Если требование 2.2. не выполняется, то ввод положительной реактивности должен быть с «шагом» не более 0.3 beff.; между шагами должна производиться принудительная механическая фиксация ОР и выдержка по времени, достаточная для затухания переходных процессов (20-100сек).

2.4 Скорость ввода положительной реактивности ОР в любом случае должна быть не более 0.07 beff/сек.

Специальные требования (ПБЯ) предъявляют к аппаратуре и приборам:

1) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля нейтронной мощности;

2) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля скорости нарастания мощности (периода);

3). если в работе менее 3 каналов контроля мощности и периода, то должен быть выработан сигнал АЗ;

4). логика СУЗ и АЗ работает по мажоритарной схеме 2 из 3;

5). диапазоны контроля мощности (ДИ, ДП, ДМ) должны перекрываться между собой не менее чем на порядок

Проведенный анализ для блоков с ВВЭР-440/230 показал, что наибольший интерес с точки зрения водородной безопасности представляет авария с большой течью Ду 500 - разрыв ГЦТ у входного патрубка реактора с двусторонним истечением теплоносителя. Она характеризуется мощными кратковременными выбросами водорода при существенно меньшей (по сравнению с аварией с малой течью) величине интегрального выброса. В ходе развития данной аварии возможно достижение опасных локальных концентраций водорода (с возможностью медленного и быстрого горения) в местах непосредственной близости к источнику течи. При этом максимальный объем боксов, в которых возможно возникновение быстрого горения, сопоставим с объемами основных помещений.
При аварии с малой течью 1-го контура Ду 20 и отказом системы аварийной подпитки, пиковые выбросы водорода существенно меньше по величине, чем пики при аварии с большой течью Ду 500, однако интегральный выброс водорода в СГП существенно больше.
Таким образом, производительность системы удаления водорода выбиралась с одной стороны, с учетом возможных пиковых выбросов водорода, с другой стороны - с учетом необходимости удаления больших объемов водорода в течение длительного времени.
Анализ различных вариантов расстановки рекомбинаторов позволил разместить ПКРВ таким образом, что при протекании рассматриваемых аварий концентрация водорода в смеси с водяным паром и воздухом оказалась ниже концентрационных пределов распространения пламени во всем расчетном диапазоне изменения параметров среды в помещениях.


На главную