Реакторы атомных станций

Типовой
Физика

Лекции

Контрольная

Курс

На главную

Инновационная «сухая» защита реактора ВВЭР-ТОИ Шахта реактора является несущей конструкцией реакторного отделения атомной станции, поэтому температурные и радиационные нагрузки на тяжелый бетон шахты реактора ограничены. Они появляются вследствие радиационного и конвекционного разогрева, поэтому между шахтой и корпусом реактора располагается радиационная защита.

Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении «большой» атомной энергетики Потребление энергии – важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века, когда потребление энергии в мире увеличилось почти в 15 раз, достигнув к концу прошлого столетия абсолютной величины около 9,5 млрд. тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.).

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 г. на восточном побережье Каспийского моря. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 г. в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных материалов и топлива.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов. Особенности натриевой технологии, дополнительные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов БН-350 и БН-600 стали причинами повышенной их стоимости по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. Однако главной задачей создания первых быстрых реакторов было представительное подтверждение их работоспособности, безопасности и надежности. Эта задача и была решена созданием и успешной эксплуатацией указанных реакторов.

РАЗРАБОТКА И УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ МИР.М1

По измеренным значениям теплотехнических параметров теплоносителя (воды) в каждом из каналов рассчитывают тепловую мощность канала Nп.пп (где: п.пп – индекс канала), используя разность энтальпий на выходе из канала iп.пп и на входе в него i(o), a также массовый расход Gп.пп теплоносителя через канал.

Основное оборудование СВРК Детекторы прямого заряда и сборки внутриреакторных детекторов

Термометры сопротивления и термопары В системе ВРК используются термодатчики двух типов - термопары ТП и термосопротивления ТС. В системе ВРК ТП используют для работы в тяжелых условиях внутри корпуса реактора для массовых измерений температуры теплоносителя на выходе из топливных кассет, а также температуры теплоносителя в общем объеме. ТС применяют для проведения точных измерений в менее тяжелых условиях. Например, по ТС, установленным на холодных и горячих нитках циркуляционных петель, осуществляют калибровку всех ТП первого контура

Описание алгоритмов СВРК

Балансное уравнение для потока нейтронов

Расчет энерговыделения с учетом показаний ДПЗ

Анализ состояния измерительной системы и активной зоны реактора ВВЭР-1000 по данным СВРК

Динамический расчет активной зоны реактора ВВЭР-1000 Выполнение динамического (оперативного) расчета текущего состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000 с помощью аттестованных расчетных кодов (БИПР-7А, ПЕРМАК) и сравнение расчетного ЭВ в месте расположения ДПЗ с его показаниями. К недостаткам такого метода можно отнести существенные затраты времени на выполнение такого расчета.

Анализ восстановленного поля ЭВ В рамках комплексных испытаний модернизированной системы ВРК при вводе в эксплуатацию блока №3 Калининской АС Нововоронежским филиалом ФГУП «Атомтехэнерго» «Нововоронежатомтехэнерго» выполнялась оценка контроля ЭВ в активной зоне реактора блока №3 Калининской АС

Применение математических методов распознавания образов и теории графов для анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000

Сравнение различных ПО СВРК

Анализ программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000 Алгоритм сравнения работы различных вычислительных комплексов СВРК, а именно программ восстановления поля ЭВ был применен к первому блоку Калининской АС. На этом блоке параллельно используется две модели ПО СВРК верхнего уровня – это ВМПО «Хортица» и «Хортица-М». Выбор в пользу одной из систем осложняется тем, что построенные на основе одинаковых алгоритмов, две системы дают различные результаты восстановленного поля ЭВ. Необходимо оценить, какое из ПО наиболее адекватно восстанавливает поле ЭВ.

Оперативный контроль изменения состояния активной зоны с помощью представления активной зоны эталонным графом

Программный комплекс «КАРУНД» Алгоритмы анализа данных измерительной системы и программного обеспечения СВРК ВВЭР-1000, описанные в главе 3, стали основой при создании программного комплекса «КАРУНД». Он реализован на языке Borland С++ Builder, и предназначен для работы на персональном компьютере под управлением операционной системы семейства windows®. Применение методов объектно-ориентированного программирования для написания функций программы позволяет легко реализовать ее алгоритмы на платформе под управлением операционной системы семейства nix, на которой работает ПО СВРК

Работа программного комплекс «КАРУНД» в некоторых тестовых задачах В этом разделе приведены результаты работы программы «КАРУНД» в задачах определения состояния измерительной системы и программного обеспечения СВРК, а также представления информации о состоянии активной зоны реактора ВВЭР-1000.

Справочник