Figura 3.1 Panouri de control direct pentru reactor

Figura 3.2 prezintă panourile de apel pentru centralele RU și TU

Figura 3.2 Panouri de apel pentru centralele RU și TU

Din diagramele mnemonice pentru controlul compartimentului reactorului și turbinei, vor fi necesare următoarele diagrame mnemonice pentru efectuarea lucrărilor de laborator. O diagramă mnemonică este apelată făcând clic pe numele diagramei mnemonice corespunzătoare.

Compartimentul reactorului

Figura 3.3 prezintă o diagramă mnemonică a controlului centralei reactorului.

Figura 3.3 Diagrama mnemonică de control al centralei reactorului

Figura 3.4 prezintă o diagramă mnemonică pentru controlul sistemului de schimb de apă.

Figura 3.4 Diagrama mnemonică pentru controlul sistemului de schimb de apă

Departamentul de turbine

Figura 3.5 prezintă o diagramă mnemonică pentru controlul sistemului de control electrohidraulic al unei unități de turbină.

Figura 3.5 Diagrama mnemonică pentru controlul sistemului de control electrohidraulic

Figura 3.6 prezintă o diagramă mnemonică a întregii instalații de turbine. Poate fi folosit în lucrări de laborator numai pentru a analiza starea instalației de turbine în ansamblu.

Figura 3.6. Schema mnemonică generalizată a întregii instalații de turbine

Figura 3.7 prezintă o diagramă imitativă a sistemului de încălzire de joasă presiune. Atunci când efectuați lucrări de laborator, este mai bine să nu atingeți acest panou de control pentru a evita declanșarea sistemelor de protecție ale unității turbinei.

Figura 3.7. Diagrama mnemonică a sistemului de încălzire de joasă presiune

Figura 3.8 prezintă o diagramă mnemonică pentru controlul turbinei în sine (cu excepția faptului că aceasta este controlată din panoul EGSR).

Figura 3.8. Diagrama mnemonică pentru controlul turbinei în sine

Figura 3.9 prezintă o diagramă imitativă a sistemului de încălzire de înaltă presiune

Figura 3.9. Diagrama mnemonică a sistemului de încălzire de înaltă presiune

Figura 3.10 prezintă o diagramă imitativă a sistemului de alimentare cu apă a generatorului de abur.

Figura 3.10. Diagrama mnemonică a sistemului de alimentare cu apă a generatorului de abur

La descrierea implementării fiecăreia dintre cele trei lucrări de laborator, se vor descrie acțiunile operatorului și se vor indica diagramele mnemonice necesare. În timpul unei porniri care nu sunt de urgență, aproape toate diagramele mnemonice apar pe ecran simultan. Cele în exces trebuie să fie închise (dar nu pliate).

Lansarea în considerare a modelului unității de putere se realizează folosind comandantul FAR în trei etape:

Lansarea punctului de plecare din linia de comandă cu comanda #RESTART.BAT 105 (traducerea comenzii în linia de comandă se realizează cu ajutorul combinației de taste Ctrl+Enter, cu condiția ca comanda să fie evidențiată cu cursorul);

Lansarea modelului actual al unității de alimentare a NPP din linia de comandă folosind comanda #AUTORUN.BAT

Rulați panourile de control din linia de comandă folosind comanda ##runvideo.bat.

Este posibil să nu existe suficiente resurse de computer pentru a executa ultima comandă, așa că va trebui să lansați panourile manual. (Rulați manual bpu.mrj, contr.mrj, ru_video.mrj și tu_video.mrj în directorul MBTY\project. După fiecare lansare a panoului, este OBLIGATORIU să lansați MVTU cu butonul care rulează înainte de a lansa următorul!). Acest manual nu descrie regulile de lucru cu PS MVTU.

Pagina 17 din 61

Pentru a oferi capacitatea de a controla reactorul, consola operatorului și panourile situate în camera de comandă conțin comenzi (butoane, taste) și dispozitive de semnalizare (afișaje, indicatoare, lămpi de semnalizare).
În primul rând, acestea sunt dispozitive legate de protecția în caz de urgență, adică butoane (chei), acționând asupra cărora operatorul poate declanșa protecția în caz de urgență tasta (butonul) nu a dus la defectarea semnalului de alarmă. În plus, aceste taste și butoane sunt acoperite cu huse detașabile pentru a preveni activarea falsă a protecției din cauza atingerilor accidentale.
Pe panoul, care este instalat, de regulă, direct în spatele consolei operatorului, există un afișaj care indică activarea protecției de urgență și cauza principală a activării protecției de urgență. Pe același panou sunt amplasate și indicatoarele de poziție ale organelor executive ale reactorului. Astfel, operatorul are posibilitatea de a verifica dacă protecția de urgență este declanșată prin monitorizarea efectului acesteia asupra elementelor executive ale reactorului.
Pe aceeași secțiune a consolei operatorului ca și butoanele AZ (tastele), sunt instalate și dispozitive de control pentru corpurile executive ale reactorului. Acestea includ taste de control, butoane de selecție, lămpi indicatoare sau LED-uri care confirmă că operatorul a selectat corect un anumit actuator.
Să luăm în considerare modul în care este organizat controlul organelor executive ale reactorului folosind exemplul reactorului VVER-1000 V de pe partea laterală a CNE NV
După cum sa menționat deja, organele executive ale acestui reactor sunt universale și sunt împărțite în mai multe grupuri. Acționările individuale pot fi controlate numai de la distanță din consola operatorului (control individual). Datorită faptului că numărul de unități este mare (de la 49 la 109 în diferite modificări ale reactorului VVER-1000), selectarea unei unități separate pentru control se efectuează în funcție de coordonatele în care este împărțit miezul reactorului ( Fig. 6.12). Fiecare coordonată x (16, 18, ..., 38, 40) și coordonată y (01, 02, ..., 13, 14) corespunde propriului său buton instalat pe panoul de operare Când apăsați x și y butoanele dispozitivului de control al unității corespunzătoare primesc o comandă de permisiune de mișcare. Acest lucru este semnalat de aprinderea LED-ului de pe cartograma miezului reactorului disponibilă pe consola operatorului. Circuitul de selectare a acționării asamblat poate fi dezactivat prin apăsarea butonului „Resetare” situat pe panoul de operare.
Cu toate acestea, pentru a începe mișcarea organului executiv, primirea unei comenzi de permisiunea de mișcare nu este suficientă. Este necesară o comandă executivă „mai mult” sau „mai puțin”, care este furnizată cu o cheie separată control individual, disponibil și pe consola operatorului. Operatorul poate aprecia că acest organ executiv a început să se miște pe baza citirilor indicatorilor de poziție.
La alegerea unuia sau altui organ executiv pentru managementul individual, acesta este exclus din grup. După terminare munca individuala se întoarce în grupul său.
Alegerea pentru controlul unuia sau altuia se face prin butoane, al căror număr este egal cu numărul de grupuri. Folosind cheile de control instalate pe telecomandă, operatorul are posibilitatea de a conecta orice grup selectat în acest mod control de la regulatorul de putere. În același timp, are capacitatea de a controla manual un alt grup selectat folosind tasta de control al grupului.
Atât când se operează de la un regulator de putere, cât și când se utilizează controlul manual de grup, dacă grupul a atins LIP sau ERV (vezi Fig. 6.1), un alt grup începe automat să se miște împreună cu cel în mișcare. Când vă deplasați în sus, acesta este un grup cu un număr cu unu mai mare decât numărul grupului care se mișcă, iar când vă deplasați în jos, este cu unul mai puțin. După ce grupul ajunge la NKV sau VKV, mișcarea continuă cu un nou grup.
În cazurile în care reactorul are actuatoare universale, cum ar fi, de exemplu, reactoare de tip VVER, sistemul de control trebuie să acorde prioritate semnalelor de control, cea mai mare prioritate fiind semnalele AZ, apoi semnalele de control manual și apoi semnalele de la sistemul de control. .
Dispozitivele de control SRM sunt, de asemenea, plasate lângă dispozitivele de control individuale și de grup pentru organele executive ale reactorului. Cu ajutorul acestor dispozitive, SRM-ul este pornit într-unul sau altul, transferat din telecomandă organele de control al reactorului în mod automat, precum și monitorizarea funcționării corecte a regulatorului, funcționarea acestuia. Comenzile regulatorului includ tasta „la distanță-automată” și butoanele de selectare a modului.
Folosind exemplul regulatorului ARM5, să luăm în considerare munca operatorului pentru a-l pune în funcțiune. Înainte de a porni regulatorul, cheia „la distanță-automată” se află în poziția „la distanță”.
După ce s-a asigurat, prin lămpile de semnalizare situate pe panoul regulatorului, că regulatorul este alimentat (alimentarea este furnizată de întrerupătoarele situate pe panourile frontale ale regulatorului), operatorul apasă butonul de selectare a modului H sau T.
Alegerea modului C sau K se efectuează numai după apăsarea butonului T După ce se aprind lămpile de semnalizare pentru selectarea modului pentru toate cele trei canale, regulatorul este gata de funcționare. Operatorul poate muta cheia „de la distanță-automat” în poziția „automat”. Pornirea va avea loc fără șoc, deoarece regulatorul monitorizează valoarea curentă a parametrului, care devine prestabilită în momentul în care cheia este rotită în poziția „automat”. Cu ajutorul lămpilor de semnalizare „mai mult” și „mai puțin” din trei canale, operatorul poate evalua funcționalitatea fiecăruia dintre cele trei canale ale regulatorului. Într-adevăr, dacă două canale dau aceleași semnale, de exemplu „mai mult”, iar al treilea „mai puțin”, atunci aceasta înseamnă că. al treilea canal este defect.
Dacă regulatorul utilizat la unitatea de alimentare nu are un comutator fără șoc și este echipat cu un cadran manual, atunci înainte de a porni un astfel de regulator, operatorul trebuie să egaleze valoarea curentă a parametrului cu valoarea setată și numai după aceea să-l rotească. în modul automat.

În toamna anului 2011, la Institutul Comun de Cercetări Nucleare (JINR, Dubna), după o oprire planificată, reactorul cu neutroni rapizi pulsați deja modernizat - IBR-2M - a fost repornit. Impulsurile scurte cu o frecvență de până la cinci herți cu o densitate mare de neutroni îl plasează la egalitate cu cele mai bune instalații din lume din această clasă. Reactorul actualizat este un instrument unic pentru fizicieni, biologi și creatorii de noi substanțe și nanomateriale.

Reactorul IBR-2 a început să funcționeze în 1984. În 2006, fără niciun comentariu, a fost oprit - acestea sunt regulile de funcționare. Când o anumită resursă specificată de proiect se termină, reactorul trebuie fie demontat, fie modernizat, indiferent de starea echipamentului. În acest caz, arderea combustibilului și influența neutronică acumulată de structurile de bază au atins limitele care au fost justificate de proiectantul șef și proiectantul general al reactorului în faza de proiectare.

Reactorul a fost proiectat la Institutul de Cercetare și Proiectare de Inginerie Energetică, numit astfel. N. A. Dollezhala (JSC NIKIET) și Institutul de Design Specializat (GSPI). La lucrările de modernizare, care au durat aproximativ zece ani, au participat Institutul de Cercetare a Materialelor Anorganice din întreaga Rusie. A. A. Bochvara (FSUE VNIINM), Asociația de producție Mayak și alte întreprinderi din industria nucleară. Acum echipamentul reactorului a fost înlocuit în conformitate cu noul standardele rusești, care îndeplinesc pe deplin standardele AIEA. Pe 12 octombrie 2011 la ora 14.34, reactorul IBR-2M a fost lansat și a atins o putere nominală de 2 MW. Reactorul actualizat va funcționa până în 2035. Se presupune că cercetătorii din tari diferite lumea va putea desfășura cel puțin o sută de experimente științifice în fiecare an.

Reactorul cu neutroni rapidi pulsați este întruchiparea ideii lui Dmitri Ivanovici Blokhintsev. Primul astfel de reactor - IBR-1 - a fost lansat cu o jumătate de secol în urmă și au existat trei dintre ele la institut - IBR-1, IBR-30 și IBR-2 (a se vedea „Știința și viața” nr. 1, 2005) . Reactoarele au fost menite să studieze interacțiunea neutronilor cu nucleele atomice. Cu ajutorul unui fascicul de neutroni, este posibil să se studieze reacțiile nucleare emergente, excitația nucleelor, structura lor, adică proprietățile unei largi varietati de substanțe, rezolvând în același timp nu numai probleme pur științifice, ci și unele probleme aplicate. .

În cartea „Nașterea unui atom pașnic” (M.: Atomizdat, 1977), academicianul D.I. Blokhintsev a spus că angajații Institutului de Fizică și Inginerie Energetică au luat parte la dezvoltarea teoriei unui reactor cu impulsuri. A. I. Leypunsky (SSC RF-IPPE). Ei au venit cu un dispozitiv de putere redusă în care o reacție în lanț controlată este „aprinsă” sub formă de impulsuri scurte sau mici „explozii nucleare” cu eliberarea de neutroni. Blokhintsev a propus un design de reactor cu două zone active - staționare pe stator și care se rotește rapid pe rotor. Reactorul intră într-o stare supercritică atunci când rotorul alunecă pe lângă stator și o reacție puternică în lanț se dezvoltă în el pentru un moment, stingându-se pe măsură ce rotorul este îndepărtat. Această „mini-bombă atomică” a fost „îmblânzită” în Dubna. Neutroni de diferite energii sunt eliberați din reactor, de la lent (termic) la rapid (energie mare), apărând într-un impuls scurt imediat după procesul de fisiune. Pe drumul de la reactor la țintă, pulsul este întins, astfel încât să poți înțelege ce reacții nucleare sunt cauzate de neutronii rapizi (care ajung primii) și care de cei lente (vin mai târziu).

După ce IBR-2 a fost închis, angajații Laboratorului de Fizică Neutronilor și ai altor departamente ale JINR au început să dezvolte, să proiecteze, să asamblate și să depaneze toate componentele sale importante. Vasul reactorului, dispozitivele interne și din apropierea reactorului, sistemul de alimentare cu energie electrică, echipamentele sistemului de control, protecția reactorului și controlul parametrilor tehnologici au fost create din nou în conformitate cu cerințe moderne. Aproximativ 11 milioane de dolari au fost investiți în reconstrucția reactorului.

La sfârșitul lunii iunie 2011, la JINR, Comisia de Acceptare de Stat a semnat un act privind pregătirea reactorului modernizat IBR-2M pentru pornirea în putere (cu eliberare de neutroni), care a urmat celui fizic, când doar exploatarea. a componentelor și mecanismelor sale a fost verificată și a emis o licență pentru utilizarea acestuia.

După modernizarea reactorului s-au schimbat multe. În primul rând, IBR-2M are o zonă activă mai compactă - o prismă hexagonală cu un volum de aproximativ 22 de litri. Este găzduit într-o carcasă cilindrică înaltă de aproximativ șapte metri într-o carcasă dublă de oțel. Densitatea maximă a fluxului de neutroni pe impuls în centrul nucleului atinge o valoare uriașă - 10 17 pe centimetru pătrat pe secundă. Fluxul de neutroni care părăsește miezul este împărțit în 14 fascicule orizontale pentru experimente științifice.

În IBR-2 modernizat, adâncimea de ardere a elementelor combustibile din reactor fabricate din peleți de dioxid de plutoniu (PuO 2) a fost mărită de o dată și jumătate. Plutoniul servește foarte rar ca bază pentru combustibilul nuclear în reactoarele de cercetare, de obicei, compozițiile de uraniu sunt utilizate în ele. IBR-2M folosește un avantaj semnificativ al plutoniului în comparație cu uraniu: proporția de neutroni întârziați - o caracteristică importantă a calității unei surse de neutroni - este de trei ori mai mică pentru plutoniu decât pentru uraniu, prin urmare, fondul de radiație dintre impulsurile principale este mai slab. Densitatea mare de neutroni pe puls și funcționarea pe termen lung a miezului (datorită modului de funcționare pe termen scurt, în impulsuri) fac posibilă clasificarea IBR-2 modernizată ca unul dintre grupul lider de surse de neutroni din lume.

Reactorul generează impulsuri de neutroni cu o frecvență de cinci herți, care este furnizată de un așa-numit reflector în mișcare. Acest sistem mecanic complex, montat lângă miez, constă din două rotoare masive. Sunt fabricate din oțel cu conținut ridicat de nichel și se rotesc în contradirecții cu la viteze diferiteîntr-o carcasă umplută cu heliu gazos pur. În momentul în care rotoarele sunt aliniate, apare un impuls de neutroni în centrul fizic al miezului reactorului. Viteza rotorului principal în reflectorul mobil îmbunătățit a fost redusă de două ori și jumătate față de precedentul - la 600 rpm, datorită căruia durata de funcționare a reactorului a crescut de la 20 la 55 de mii de ore, iar durata de pulsul neutronilor nu s-a schimbat.

Sistemul de răcire a reactorului este format din trei circuite: primul și al doilea folosesc sodiu lichid, care este pompat de pompe electromagnetice, iar al treilea utilizează aer. Această schemă asigură siguranța reactorului: dacă un circuit se defectează, acesta va fi întrerupt de supape de urgență. Se folosește sodiul lichid deoarece dacă există apă în toate circuitele, care încetinește puternic neutronii, energia radiației neutronice va scădea. În primul circuit, ale cărui conducte au o înveliș de protecție dublă, circulă sodiu radioactiv, în al doilea - sodiu neiradiat. În cazul unei întreruperi de urgență a energiei electrice, păstrarea sodiului în formă lichidă (peste punctul de topire de 97,9 ° C) și, prin urmare, răcirea reactorului, va fi asigurată în mod fiabil prin încălzirea cu gaz.

Dubna este de fapt o insulă ale cărei granițe sunt bine controlate. În plus, JINR însuși operează într-o zonă protejată, iar IBR-2M are propriul perimetru intern de protecție fizică. Conceptul de „insulă nucleară” protejată este garantat pentru a proteja reactorul de amenințările externe. Dacă se întâmplă ceva în timpul funcționării reactorului din cauza acțiunilor personalului, așa-numita protecție împotriva nelegiuirii va funcționa ( sistem de prost) - nimeni, fie conștient, fie inconștient, nu-i poate face rău. De exemplu, dacă brusc parametrii următorului puls de neutroni diferă de cei preconizați, protecția rapidă de urgență va funcționa fără intervenția operatorului. Un astfel de control are loc în întregul reactor și toate sistemele de protecție sunt rezervate și duplicate. Când au fost mai multe alarme false din cauza întreruperilor de curent, reactorul a fost oprit și incidentele au fost analizate. Din motive de siguranță, reactorul folosește trei surse de energie: alimentare obișnuită prin linii de înaltă tensiune 110 kV de la punctul de alimentare Tempy, 10 kV de la centrala hidroelectrică Ivankovskaya de pe Volga și de la un generator diesel puternic de rezervă cu un combustibil. aprovizionare suficientă pentru funcționare pe termen lung. În orice reactor, este necesar, în primul rând, să se asigure o răcire stabilă a miezului în cazul oricărui accident, pentru a se evita desfășurarea evenimentelor conform versiunii japoneze, când, dacă răcirea miezului a fost întreruptă, elemente de combustibil depresurizate cu produsele lor de topire parțială și de fisiune eliberate în mediu. La reactorul IBR-2M, scenariile negative pentru posibile accidente și consecințele acestora au fost destul de bine gândite și nu a fost nevoie să se revizuiască calculele după tragedia japoneză. Tristul eveniment de la Fukushima, care s-a soldat cu numeroase victime, a arătat cât de învechite sunt unele dintre principiile de siguranță încorporate în proiectarea acestei centrale nucleare. În zilele noastre, la construirea centralelor nucleare, sunt stabilite principii de siguranță mai stricte, ținând cont de multe evenimente din trecut. Astăzi, de exemplu, nimeni nu va instala o centrală nucleară pe malul oceanului într-o zonă puternic seismică. În ceea ce privește reactorul JINR, acesta va rezista la un cutremur cu magnitudinea de până la șapte, deși în zona Dubna probabilitatea unui cutremur cu magnitudinea de șase este o dată la o mie de ani, iar de o magnitudine de cinci este o dată în o sută de ani.

Reactorul JINR este operat ca un centru de utilizare comună - cercetătorii din alte organizații pot efectua și experimente acolo. Timpul de lucru la reactorul IBR-2M este distribuit în mod clar: utilizatorii interni primesc 35% din timp, pentru alte organizații 55% este alocat pentru solicitările regulate, 10% pentru cele urgente. Aplicațiile sunt analizate de o comisie internațională de experți și de un experimentator responsabil, care își dau o opinie dacă aceste studii pot fi efectuate la reactor. Experimentele sunt foarte scumpe, astfel încât examinarea lor este o practică internațională comună. Reactorul modernizat deschide oportunități bogate atât pentru cercetarea fundamentală, cât și pentru cea aplicată, folosind echipamente unice, care au fost testate și îmbunătățite în interiorul zidurilor institutului de mulți ani. Astăzi este situat pe toate cele paisprezece canale ale reactorului, se lucrează la crearea unui nou moderator criogenic pentru acesta, care să permită schimbarea spectrului de neutroni.

Folosind metoda de împrăștiere a neutronilor, se pot obține informații despre structura materiei la nivel atomic și supraatomic, pentru a determina proprietățile și structura acesteia, iar acest lucru se aplică și materialelor biologice. Folosind un difractometru Fourier, de exemplu, puteți studia structura materiei, structura monocristalelor și policristalelor, puteți explora noi tipuri de materiale - compozite, ceramică, sisteme de gradient; tensiuni mecanice si deformatii care apar in cristale si sisteme multifazate. Capacitatea mare de penetrare a neutronilor le permite să fie utilizați pentru testarea nedistructivă a tensiunilor în materiale sau produse în vrac sub influența sarcinilor, iradierii sau presiunii înalte. Metodele convenționale nu sunt capabile să detecteze defecte ascunse în interiorul unei bare de câțiva centimetri grosime. Neutronografia face posibilă examinarea materialului în întregul său volum și găsirea punctelor de stres care vor deveni defecte critice în timpul funcționării. În geofizică, neutronii sunt folosiți pentru a studia rocile, iar prin orientarea cristalitelor din acestea, este posibil să se reconstituie tabloul proceselor care au avut loc acolo. Reactorul a examinat deja miezurile de rocă din puțul superadânc Kola, ridicate de la opt la zece kilometri. Datele obținute au făcut posibilă verificarea și completarea modelelor de procese tectonice care au avut loc în această regiune.

La IBR-2M studiază materiale oxidice complexe utilizate pentru înregistrarea și stocarea informațiilor în sistemele de comunicații și în sectorul energetic - cu rezistență magnetică colosală, supraconductivitate, efecte magnetoelectrice, aflând ce mecanisme stau la baza proprietăților lor fizice la nivel structural. Spectrometrele și reflectometrele cu electroni polarizați fac posibilă studierea nanostructurilor volumetrice, inclusiv a celor multistrat; soluții coloidale; lichide feromagnetice; determina structura suprafetelor si a peliculelor subtiri cu grosimea de pana la cateva mii de microni, proprietatile lor nucleare si magnetice. Datorită naturii blânde a radiației, spectrometrul cu unghi mic de împrăștiere a neutronilor este capabil să studieze obiecte biologice de până la un nanometru: polimeri, proteine ​​în soluție, mitocondrii, membrane. Sub influența diverșilor factori, membrana își schimbă structura, grosimea, proprietăți fizice, permeabilitate, mobilitate. Toate aceste schimbări se reflectă în spectrul de împrăștiere a neutronilor și oferă informații despre obiectele biologice în procesul vieții lor, ceea ce nu poate fi realizat în alte moduri.

Fluența este numărul total de neutroni care trec prin suprafața specifică a structurii pe întreaga durată de viață a reactorului. Pentru toate materialele utilizate în reactoarele nucleare, valoare limită fluență, depășirea care provoacă daune radiațiilor.
Un difractometru Fourier este un dispozitiv optic în care, după ce neutronii trec printr-o probă, se obține mai întâi distribuția maximelor de difracție, iar apoi se calculează distribuția spectrală a neutronilor folosind transformata Fourier, adică expansiunea frecvenței.

Stabilitatea reactorului

Telecomandă reactor nuclear

Sala de control al reactorului nuclear

Reactoarele nucleare sunt proiectate astfel încât, în orice moment dat, procesul de fisiune să fie într-un echilibru stabil în ceea ce privește micile modificări ale parametrilor care afectează reactivitatea (vezi factorul de multiplicare a neutronilor). De exemplu, atunci când tija de control este scoasă din reactor, factorul de multiplicare a neutronilor devine mai mare decât unitatea, ceea ce, cu toți ceilalți parametri rămânând neschimbați, duce la o creștere exponențială a vitezei de reacție nucleară cu un timp caracteristic ciclului neutronilor de la τ = 10−3 s pentru reactoarele cu neutroni termici până la τ = 10− 8 s pentru reactoarele cu neutroni rapidi. Cu toate acestea, pe măsură ce viteza reacției nucleare crește, puterea termică a reactorului crește, ca urmare a creșterii temperaturii combustibilului nuclear, ceea ce duce la o scădere a secțiunii transversale de captare a neutronilor și, la rândul său, la o scădere. în viteza de reacție nucleară. Astfel, o creștere aleatorie a vitezei de reacție nucleară este suprimată și cauzată de mișcarea tijelor de control sau o modificare lentă a altor parametri duce la o modificare cvasi-staționară a puterii reactorului, mai degrabă decât la dezvoltarea unei explozii. . Modelul descris este unul dintre motive fizice coeficient de putere negativ de reactivitate.

Pentru controlul în siguranță al unui reactor nuclear, este esențial ca toți coeficienții de reactivitate să fie negativi. Dacă cel puțin un coeficient de reactivitate este pozitiv, funcționarea reactorului devine instabilă, iar timpul de dezvoltare a acestei instabilități poate fi atât de scurt încât niciun sistem activ de protecție în caz de urgență pentru reactorul nuclear nu are timp să funcționeze. În special, analiza a arătat că coeficientul pozitiv de reactivitate al vaporilor al reactorului RBMK a fost una dintre cauzele accidentului de la Cernobîl.

Reactivitate redusă

Un reactor care funcționează într-o stare constantă pentru orice perioadă de timp este o abstractizare matematică. De fapt, procesele care au loc în reactor provoacă o deteriorare a proprietăților de multiplicare ale mediului, iar fără un mecanism de restabilire a reactivității, reactorul nu ar putea funcționa pentru o perioadă lungă de timp. Circulația neutronilor într-un reactor implică procesul de fisiune; Fiecare act de fisiune înseamnă o pierdere a unui atom de material fisionabil și, prin urmare, o scădere a k0. Adevărat, atomii fisionali sunt parțial restaurați datorită absorbției de neutroni în exces de către nucleele de 238U cu formarea de 239Pu. Cu toate acestea, acumularea de material fisionabil nou de obicei nu compensează pierderea atomilor fisionali, iar reactivitatea scade. În plus, fiecare act de fisiune este însoțit de apariția a doi atomi noi, ale căror nuclee, ca orice alte nuclee, absorb neutronii. Acumularea de produse de fisiune reduce, de asemenea, reactivitatea (vezi groapa de iod). Scăderea reactivității este compensată de o scădere cvasi-staționară a temperaturii reactorului (o creștere corespunzătoare a secțiunii transversale de captare a neutronilor compensează scăderea reactivității și readuce reactorul la o stare critică). Cu toate acestea, miezurile reactoarelor de putere trebuie încălzite la cea mai mare temperatură posibilă (de proiectare), deoarece eficiența unui motor termic este determinată în cele din urmă de diferența de temperatură dintre sursa de căldură și frigider - mediu inconjurator. Prin urmare, sunt necesare sisteme de control pentru a restabili reactivitatea și a menține puterea de proiectare și temperatura miezului.

Sistem de control

Sistemul de control a fost dezvoltat și aplicat pentru prima dată la instalația F-1. Creatorul sistemului este E. N. Babulevich

Un reactor nuclear poate funcționa la o putere dată timp îndelungat numai dacă are o rezervă de reactivitate la începutul funcționării. Excepție fac reactoarele subcritice cu sursă externă neutroni termici. Eliberarea reactivității legate pe măsură ce aceasta scade din motive naturale asigură menținerea stării critice a reactorului în fiecare moment al funcționării acestuia. Rezerva inițială de reactivitate este creată prin construirea unui miez cu dimensiuni care le depășesc semnificativ pe cele critice. Pentru a preveni ca reactorul să devină supercritic, k0 al mediului de reproducere este simultan redus artificial. Acest lucru se realizează prin introducerea de substanțe absorbante de neutroni în miez, care pot fi ulterior îndepărtate din miez. Ca și în elementele de control al reacției în lanț, substanțele absorbante sunt incluse în materialul tijelor cu una sau alta secțiune transversală care se deplasează prin canalele corespunzătoare din miez. Dar dacă una sau două sau mai multe tije sunt suficiente pentru reglare, atunci pentru a compensa excesul de reactivitate inițial, numărul de tije poate ajunge la sute. Aceste tije se numesc tije compensatoare. Tijele de control și compensare nu reprezintă neapărat elemente de proiectare diferite. Un număr de tije compensatoare pot fi tije de control, dar funcțiile ambelor sunt diferite. Tijele de control sunt concepute pentru a menține o stare critică în orice moment, pentru a opri și a porni reactorul și pentru a trece de la un nivel de putere la altul. Toate aceste operațiuni necesită mici modificări ale reactivității. Tijele de compensare sunt îndepărtate treptat din miezul reactorului, asigurând o stare critică pe toată durata de funcționare a acestuia.

Uneori, tijele de control nu sunt fabricate din materiale absorbante, ci din material fisionabil sau material de împrăștiere. În reactoarele termice, acestea sunt în principal absorbanți de neutroni, nu există absorbitori rapidi de neutroni. Absorbanții precum cadmiul, hafniul și altele absorb puternic doar neutronii termici datorită apropierii primei rezonanțe de regiunea termică, iar în afara acesteia din urmă nu se deosebesc de alte substanțe în proprietățile lor absorbante. Excepție este borul, a cărui secțiune transversală de absorbție a neutronilor scade cu energia mult mai lent decât cea a substanțelor indicate, conform legii l/v. Prin urmare, borul absoarbe neutronii rapid, deși slab, dar oarecum mai bine decât alte substanțe. Materialul absorbant dintr-un reactor cu neutroni rapidi poate fi doar bor, dacă este posibil îmbogățit cu izotopul 10B. Pe lângă bor, materialele fisionabile sunt folosite și pentru tijele de control în reactoarele cu neutroni rapidi. O tijă compensatoare din material fisionabil îndeplinește aceeași funcție ca o tijă absorbantă de neutroni: crește reactivitatea reactorului în timp ce aceasta scade în mod natural. Totuși, spre deosebire de un absorbant, o astfel de tijă este situată în afara miezului la începutul funcționării reactorului și apoi este introdusă în miez. Materialele de împrăștiere utilizate în reactoarele rapide sunt nichelul, care are o secțiune transversală de împrăștiere pentru neutronii rapizi care este puțin mai mare decât secțiunile transversale ale altor substanțe. Tijele de împrăștiere sunt situate de-a lungul periferiei miezului și scufundarea lor în canalul corespunzător determină o scădere a scurgerii de neutroni din miez și, în consecință, o creștere a reactivității. În unele cazuri speciale, scopul controlului reacției în lanț este servit de părțile mobile ale reflectoarelor de neutroni, care, atunci când sunt mutate, schimbă scurgerea neutronilor din miez. Tijele de control, compensare și de urgență, împreună cu toate echipamentele care asigură funcționarea lor normală, formează sistemul de control și protecție a reactorului (CPS).

Protecție în caz de urgență

În cazul unei dezvoltări catastrofale neprevăzute a unei reacții în lanț, precum și a apariției altor condiții de urgență asociate cu eliberarea de energie în miez, fiecare reactor este prevăzut cu o terminare de urgență a reacției în lanț, realizată prin scăparea tijelor speciale de urgență. sau tije de siguranță în miez. Tijele de urgență sunt fabricate din material care absoarbe neutroni. Ele sunt descărcate sub influența gravitației în partea centrală a miezului, unde debitul este cel mai mare și, prin urmare, reactivitatea negativă introdusă în reactor de tijă este cea mai mare. Tijele de siguranță, ca și tijele de control, sunt de obicei două sau mai multe, dar spre deosebire de regulatoare, acestea trebuie să lege cea mai mare cantitate posibilă de reactivitate. Unele tije compensatoare pot servi și ca tije de siguranță.

O reacție în lanț de fisiune este întotdeauna însoțită de eliberarea de energie enormă. Utilizarea practică a acestei energii este sarcina principală a unui reactor nuclear.

Un reactor nuclear este un dispozitiv în care are loc o reacție de fisiune nucleară controlată sau controlată.

Pe baza principiului de funcționare, reactoarele nucleare sunt împărțite în două grupe: reactoare cu neutroni termici și reactoare cu neutroni rapizi.

Cum funcționează un reactor nuclear cu neutroni termici?

Un reactor nuclear tipic are:

  • Core și moderator;
  • reflector de neutroni;
  • Lichid de răcire;
  • Sistem de control al reacției în lanț, protecție în caz de urgență;
  • Sistem de control și protecție împotriva radiațiilor;
  • Sistem de control de la distanță.

1 - zona activa; 2 - reflector; 3 - protectie; 4 - tije de control; 5 - lichid de răcire; 6 - pompe; 7 - schimbător de căldură; 8 - turbină; 9 - generator; 10 - condensator.

Core și moderator

În miez are loc o reacție în lanț de fisiune controlată.

Majoritatea reactoarelor nucleare funcționează pe izotopi grei ai uraniului-235. Dar în probele naturale de minereu de uraniu conținutul său este de doar 0,72%. Această concentrație nu este suficientă pentru a se dezvolta o reacție în lanț. Prin urmare, minereul este îmbogățit artificial, aducând conținutul acestui izotop la 3%.

Materialul fisionabil, sau combustibilul nuclear, sub formă de tablete este plasat în tije închise ermetic, care se numesc tije de combustibil (elemente de combustibil). Ele pătrund în întreaga zonă activă umplută cu moderator neutroni.

De ce este necesar un moderator de neutroni într-un reactor nuclear?

Cert este că neutronii născuți după dezintegrarea nucleelor ​​de uraniu-235 au foarte de mare viteză. Probabilitatea captării lor de către alte nuclee de uraniu este de sute de ori mai mică decât probabilitatea captării neutronilor lenți. Și dacă viteza lor nu este redusă, reacția nucleară se poate stinge în timp. Moderatorul rezolvă problema reducerii vitezei neutronilor. Daca apa sau grafitul sunt plasate in calea neutronilor rapizi, viteza acestora poate fi redusa artificial si astfel numarul de particule captate de atomi poate fi crescut. În același timp, o reacție în lanț în reactor va necesita mai puțin combustibil nuclear.

Ca urmare a procesului de încetinire, neutroni termici, a cărui viteză este aproape egală cu viteza de mișcare termică a moleculelor de gaz la temperatura camerei.

Apa, apa grea (oxid de deuteriu D 2 O), beriliul și grafitul sunt folosite ca moderator în reactoarele nucleare. Dar cel mai bun moderator este apa grea D2O.

Reflector de neutroni

Pentru a evita scurgerea de neutroni în mediu, miezul unui reactor nuclear este înconjurat de reflector de neutroni. Materialul folosit pentru reflectoare este adesea același ca și în moderatori.

Lichidul de răcire

Căldura eliberată în timpul unei reacții nucleare este îndepărtată folosind un lichid de răcire. Apa convențională este adesea folosită ca lichid de răcire în reactoarele nucleare. apa naturala, purificat în prealabil din diverse impurități și gaze. Dar, deoarece apa fierbe deja la o temperatură de 100 0 C și o presiune de 1 atm, pentru a crește punctul de fierbere, presiunea în circuitul primar de răcire este crescută. Apa din circuitul primar care circulă prin miezul reactorului spală barele de combustibil, încălzindu-se până la o temperatură de 320 0 C. Apoi, în interiorul schimbătorului de căldură, eliberează căldură apei din circuitul secundar. Schimbul are loc prin tuburi de schimb de căldură, deci nu există contact cu apa din circuitul secundar. Acest lucru previne intrarea substanțelor radioactive în al doilea circuit al schimbătorului de căldură.

Și atunci totul se întâmplă ca la o centrală termică. Apa din al doilea circuit se transformă în abur. Aburul rotește o turbină, care antrenează un generator electric, care produce curent electric.

În reactoarele cu apă grea, lichidul de răcire este apă grea D2O, iar în reactoarele cu lichid de răcire din metal este metal topit.

Sistem de control al reacției în lanț

Starea actuală a reactorului este caracterizată de o mărime numită reactivitate.

ρ = ( k -1)/ k ,

k = n i / n i -1 ,

Unde k – factorul de multiplicare a neutronilor,

n i - numărul de neutroni din următoarea generație în reacția de fisiune nucleară,

n i -1 , - numărul de neutroni din generația anterioară în aceeași reacție.

Dacă k ˃ 1 , reacția în lanț crește, sistemul se numește supercritic y. Dacă k< 1 , reacția în lanț se stinge și sistemul este numit subcritic. La k = 1 reactorul este în stare critică stabilă, deoarece numărul de nuclee fisionabile nu se modifică. În această stare reactivitate ρ = 0 .

Starea critică a reactorului (factorul de multiplicare a neutronilor necesar într-un reactor nuclear) este menținută prin mișcare tije de control. Materialul din care sunt fabricate include substanțe absorbante de neutroni. Prin extinderea sau împingerea acestor tije în miez, viteza reacției de fisiune nucleară este controlată.

Sistemul de control asigură controlul reactorului în timpul pornirii, opririi programate, funcționării la putere, precum și protecția de urgență a reactorului nuclear. Acest lucru se realizează prin schimbarea poziției tijelor de control.

Dacă vreunul dintre parametrii reactorului (temperatura, presiunea, rata de creștere a puterii, consumul de combustibil etc.) se abate de la normă, iar acest lucru poate duce la un accident, special tije de urgență iar reacția nucleară se oprește rapid.

Asigurați-vă că parametrii reactorului respectă standardele sisteme de control și protecție împotriva radiațiilor.

Pentru a proteja mediul de radiațiile radioactive, reactorul este plasat într-o carcasă groasă de beton.

Sisteme de control de la distanță

Toate semnalele despre starea reactorului nuclear (temperatura lichidului de răcire, nivelul de radiație în diferite părți ale reactorului etc.) sunt trimise către panoul de control al reactorului și procesate în sisteme informatice. Operatorul primește toate informațiile și recomandările necesare pentru eliminarea anumitor abateri.

Reactoare rapide

Diferența dintre reactoarele de acest tip și reactoarele cu neutroni termici este că neutronii rapidi care apar după dezintegrarea uraniului-235 nu sunt încetiniți, ci sunt absorbiți de uraniul-238 cu conversia sa ulterioară în plutoniu-239. Prin urmare, reactoarele cu neutroni rapizi sunt folosite pentru a produce plutoniu-239 de calitate pentru arme și energie termică, pe care generatoarele centralei nucleare o transformă în energie electrică.

Combustibilul nuclear din astfel de reactoare este uraniu-238, iar materia primă este uraniu-235.

În minereul de uraniu natural, 99,2745% este uraniu-238. Când un neutron termic este absorbit, acesta nu se fisiază, ci devine un izotop al uraniului-239.

La ceva timp după degradarea β, uraniul-239 se transformă într-un nucleu de neptuniu-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

După a doua dezintegrare β, se formează plutoniu-239 fisionabil:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

Și, în cele din urmă, după dezintegrarea alfa a nucleului de plutoniu-239, se obține uraniu-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

Barele de combustibil cu materii prime (uraniu îmbogățit-235) sunt amplasate în miezul reactorului. Această zonă este înconjurată de o zonă de reproducere, care constă din tije de combustibil cu combustibil (uraniu sărăcit-238). Neutronii rapizi emiși din miez după dezintegrarea uraniului-235 sunt capturați de nucleele de uraniu-238. Ca rezultat, se formează plutoniu-239. Astfel, combustibilul nuclear nou este produs în reactoare cu neutroni rapizi.

Metalele lichide sau amestecurile acestora sunt utilizate ca agenți de răcire în reactoarele nucleare cu neutroni rapidi.

Clasificarea și aplicarea reactoarelor nucleare

Reactoarele nucleare sunt utilizate în principal în centrale nucleare. Cu ajutorul lor, electrice și energie termală la scară industrială. Astfel de reactoare se numesc energie .

Reactoarele nucleare sunt utilizate pe scară largă în sistemele de propulsie ale submarinelor nucleare moderne, navelor de suprafață și în tehnologia spațială. Ei furnizează energie electrica se numesc motoarele reactoare de transport .

Pentru cercetare științificăîn zonă fizica nucleara iar chimia radiațiilor utilizează fluxuri de neutroni și cuante gamma, care sunt obținute în miez reactoare de cercetare. Energia generată de acestea nu depășește 100 MW și nu este utilizată în scopuri industriale.

Putere reactoare experimentale chiar mai puțin. Atinge o valoare de doar câțiva kW. Aceste reactoare studiază diferite mărimi fizice, a căror semnificație este importantă în proiectarea reacțiilor nucleare.

LA reactoare industriale includ reactoare pentru producerea de izotopi radioactivi utilizați în scopuri medicale, precum și în diverse domenii ale industriei și tehnologiei. Reactoarele de desalinizare a apei de mare sunt, de asemenea, clasificate ca reactoare industriale.