Реактивность. Возможности воздействия на реактивность реактора.

Структура СУЗ ЯЭУ.

 

Система управления и защиты (СУЗ) реактора предназначена для управления реактором при его пуске, работе на мощности, плановой или аварийной остановке реактора, путем изменения положения твердых поглотителей органов регулирования (ОР), размещаемых в активной зоне реактора. СУЗ является многофункциональной подсистемой АСУ ТП энергоблока. ОР (кластер) представляет из себя сборку из 18 поглощающих элементов (ПЭЛ), подвешенных на специальной траверсе и имеющих возможность перемещаться одновременно в направляющих каналах одной кассеты. ПЭЛ состоит из стальной трубки наружным диаметром 8.2 мм и длиной около 4 м, концевых деталей и сердечника из карбида бора. Общее количество ОР серийного реактора ВВЭР – 1000 – 61 шт., для проектов ВВЭР-1000 повышенной безопасности до 121, ОР распределены по десяти группам.

 

К управляющей системе безопасности относятся следующие системы и устройства, входящие в СУЗ:

• датчики технологических параметров;

• аппаратура обработки сигналов от датчиков технологических параметров;

• аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП);

• система аварийной защиты (АЗ);

• система предупредительной защиты, включая регулятор ограничения мощности (ПЗ, РОМ);

• система контроля положения органов регулирования;

• система группового и индивидуального управления.

 

Функциями СУЗ являются:

· аварийная защита реактора (АЗ);

· предупредительные защиты реактора (ПЗ), включая, ускоренную предупредительную защиту (УПЗ), предупредительную защиту I рода (ПЗ – I), предупредительную защиту II рода (ПЗ – II)

· автоматическое регулирование мощности реактора;

· дистанционное групповое и индивидуальное управление ОР;

· контроль нейтронно-физических параметров реактора, положения ОР и технологических параметров реактора, используемых для выполнения задач СУЗ;

· индикация, регистрация, архивирование информации.

 

Аварийная защита реактора осуществляется путем падения всех ОР в активную зону реактора под действием собственного веса. Время падения ОР не превышает четырех секунд.

 

Ускоренная предупредительная защита – падение одной группы ОР.

 

Предупредительная защита I рода – последовательное движение групп ОР вниз с рабочей скоростью 0,02 м/сек. Время перемещения группы от верхнего до нижнего положения – три минуты.

 

Предупредительная защита II рода – запрет на движение ОР вверх.

 

Автоматическое регулирование мощности реактора предусматривает приведение мощности реактора в соответствие с мощностью турбогенератора или поддержание постоянного значения нейтронной (физической) мощности реактора воздействием на положение регулирующей (рабочей) группы ОР.

 

Дистанционное управление ОР обеспечивает как управление группами ОР, так и индивидуально каждым приводом ОР. При групповом управлении задана жесткая последовательность движения групп. При достижении движущейся группой промежуточного верхнего (при движении вверх) или промежуточного нижнего (при движении вниз) концевого положение начинает движение следующая группа с номером соответственно на единицу большим или меньшим в зависимости от направления движения. В индивидуальное дистанционное управление может быть выбран любой привод.

 

Структура СУЗ серийного ВВЭР-1000 представлена на рис. 1.

 

В состав СУЗ входят:

- два комплекта аварийной защиты;

- комплект предупредительной защиты, включая устройство разгрузки и ограничения мощности реактора;

- автоматический регулятор мощности реактора;

- оборудование группового и индивидуального управления;

- оборудование электропитания.

Рисунок 1.1 - Структура СУЗ серийного ВВЭР-1000

АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока

АЗТП – аппаратура защиты по технологический параметрам

АЗ – аварийная защита

ПЗ – предупредительная защита

РОМ - регулятор ограничения мощности

ОР – органы регулирования

БЩУ – блочный щит управления

РЩУ – резервный щит управления

БД – блок детектирования

УНО - устройство накопления и обработки информации

АФП - аппаратура физического пуска

ГЦН - главный циркуляционный насос

ТПН - турбопитательный насос

 

 

Комплект аварийной защиты содержит 3 канала контроля по каждому параметру, используемому при формировании сигналов АЗ. Сигналы от блоков детектирования нейтронного потока, размещенных в специальных каналах бетонной шахты реактора, после обработки в нормирующих преобразователях передаются в комплекс аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП).

Комплекс АКНП предназначен для контроля нейтронной (физической) мощности, скорости изменения мощности (периода) и реактивности реактора во всех режимах его работы на основе измерения плотности потока нейтронов в специальных каналах для размещения блоков детектирования.

Комплекс АКНП формирует и передает сигналы превышения заданных значений мощности и периода в аппаратуру логической обработки сигналов АЗ и ПЗ, выдает сигналы в автоматический регулятор мощности реактора, осуществляет обработку, регистрацию и представление информации на БЩУ и РЩУ.

 

В состав комплекса входят:

· два комплекта АКНП для СУЗ;

· комплект АКНП для РЩУ;

· аппаратура физического пуска;

· аппаратура контроля реактивности;

· аппаратура контроля перегрузки топлива.

 

Комплект АКНП для СУЗ содержит три канала контроля, в состав каждого канала входит два блока детектирования, один на основе урановой камеры деления, второй – на основе борной ионизационной камеры. Блоки детектирования устанавливаются в каналы шахты бетонной и биологической защиты реактора на уровне активной зоны. Урановая камера деления на низких уровнях плотности потока нейтронов (диапазон 0.3 - 10⁵ нейтр./см²с) работает в импульсном режиме, на энергетическом уровне мощности (диапазон - 10⁵ - 10⁹ нейтр./см²с) – в токовом. Борная камера работает в токовом режиме и служит для контроля нейтронного потока в диапазоне 10⁴ - 10⁹ нейтр./см²с. Таким образом, двумя камерами обеспечивается контроль нейтронного потока в диапазоне 0.3 - 10⁹ нейтр./см²с с перекрытием более чем на порядок диапазонов камер между собой. На энергетическом уровне мощности для учета аксиального распределения энерговыделений используются сигналы с обоих блоков детектирования. Каналы контроля комплекта смещены относительно друг друга на 120⁰ по окружности реактора.

 

Сигналы от БД поступают в нормирующие преобразователи, где преобразуются в унифицированный частотный сигнал 0 – 50 кГц и далее передаются в устройство накопления и обработки (УНО) информации. В УНО производится необходимая обработка по проектным алгоритмам, формирование выходных сигналов в аппаратуру логической обработки АЗ и ПЗ, АРМ, аппаратуру отображения на БЩУ и РЩУ, аппаратуру регистрации, другие подсистемы АСУ ТП энергоблока.

 

Комплект АКНП для РЩУ также содержит три канала контроля с БД, аналогичными комплекту АКНП для СУЗ. Выходные сигналы АКНП для РЩУ используются только для отображения информации.

Аппаратура физического пуска (АФП) используется для контроля нейтронного потока при пусковых операциях. В БД АФП используются счетчики медленных нейтронов. Диапазон контроля 5·10³-5·10² нейтр./см²·с. Счетчики медленных нейтронов не работоспособны при больших значениях плотности потока нейтронов и g-излучения. В связи с этим после выхода на МКУ предусмотрен вывод этих БД с помощью механизмов перемещения с электроприводом.

Аппаратура контроля реактивности служит для вычисления отображения и регистрации реактивности активной зоны реактора. АКР обеспечивает измерение реактивности в диапазоне от минус 25 до плюс 1 (в ед. β_эфф.). Используется при определении эффективности ОР, борных, температурных, мощностных и других эффектов реактивности реактора.

Аппаратура контроля перегрузки топлива предназначена для контроля плотности нейтронного потока и периода на этапе загрузки/перегрузки топлива. Информация выводится на пульт перегрузочной машины, пульт физика и БЩУ. Блоки детектирования СКП размещаются в специальных каналах в выгородке активной зоны реактора под углом 120⁰ таким образом, чтобы охватывалась вся активная зона по периметру равномерно. Блоки детектирования содержат урановую камеру деления, диапазон контроля от 1 до 10⁶ нейтр./см²с.

Сигналы от первичных преобразователей давления, уровня, температуры и других параметров поступают в аппаратуру защиты по технологическим параметрам (АЗТП). В АКНП и АЗТП производится необходимая обработка входных сигналов, включая формирование дискретных сигналов аварийной защиты при превышении параметром заданных уставок. Дальнейшая обработка аварийных сигналов происходит в аппаратуре логической обработки, где реализованы алгоритмы аварийной защиты и мажоритарной логики. Сформированный сигнал АЗ передается в оборудование электропитания и оборудование группового и индивидуального управления для съема электропитания с приводов ОР, что обеспечивает падение ОР под действием собственного веса.

Комплект предупредительной защиты также содержит 3 канала контроля по каждому параметру. Обработка сигналов первичных преобразователей происходит в АЗТП ПЗ и далее в аппаратуре логической обработки, сформированные сигналы предупредительной защиты передаются в оборудование группового и индивидуального управления для воздействия на группы ОР.

В состав предупредительной защиты входит устройство разгрузки и ограничения мощности (РОМ) реактора.

Устройство разгрузки и ограничения мощности реактора предназначено для ограничения тепловой мощности реактора на уровне, задаваемом автоматически в зависимости от числа работающих главных циркуляционных насосов (ГЦН) и турбопитательных насосов (ТПН).

Снижение мощности до разрешенного уровня производится путем выдачи устройством РОМ команд на движение рабочей группы ОР вниз.

Устройство РОМ получает информацию об уровне нейтронной мощности, перепаду температур на циркуляционных петлях реактора, информацию об отключении ГЦН и ТПН и частоты на секциях питания ГЦН.

Устройство РОМ выполнено трехканальным, с выдачей результирующего воздействия по принципу "2 из 3".

Устройство РОМ формирует сигнал ограничения мощности:

102% N ном. - при четырех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;

69% N ном. - при трех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;

52% N ном. - при четырех работающих ГЦН и одном работающем ТПН;

52% N ном. - при двух работающих ГЦН в противоположных петлях и двух работающих ТПН или при одном работающем ТПН;

42% N ном. - при двух работающих ГЦН в смежных петлях и хотя бы одном работающем ТПН;

 

Реактивность. Возможности воздействия на реактивность реактора.

 

В работающем ядерном реакторе основным фактором управления является скорость изменения мощности, которая пропорциональна скорости изменения количества делений ядер топлива в единицу времени и определяется в итоге цепной реакцией деления.

К_эф - эффективный коэффициент размножения нейтронов, равный отношению количества нейтронов последующего (n+1)-го поколения к количеству нейтронов предыдущего n-го поколения.

 

Кэф = Q(n+1)/Q(n), при n→∞

 

Реактивность ядерного реактора — безразмерная величина, характеризующая поведение цепной реакции деления в активной зоне ядерного реактора и выражаемая соотношением:

 

Реактивность зависит от формы реактора, расположения материалов в нём и нейтронно-физических свойств этих материалов. Является интегральным параметром ядерного реактора, то есть характеризует весь реактор в целом.

 

В зависимости от знака реактивности нейтронная мощность реактора ведёт себя по-разному. Например, при отсутствии дополнительного внутреннего источника нейтронов и обратных связей в ядерном реакторе выделяют три различных состояния:

• ρ<0, к_эф<1 - то нейтронная мощность после затухания переходных процессов будет уменьшаться, такое состояние реактора называют подкритическим.;
• ρ=0, к_эф=1 - то нейтронная мощность не изменяется, такое состояние реактора называют критическим.
• ρ>0, к_эф>1 - то нейтронная мощность после затухания переходных процессов будет увеличиваться, такое состояние реактора называют надкритическим.

 

Нейтроны делятся на две группы: мгновенные (“prompt”) и запаздывающие (“delayed”). Количество мгновенных нейтронов «p» в реакторе с урановым топливом составляет 99.36% и испускается спустя 10-14 сек после акта деления ядра топлива. Количество запаздывающих нейтронов «d» составляет величину 0.64% и испускается за время от долей до десятков секунд спустя после акта деления. Тогда, обозначая β - долю запаздывающих нейтронов, а (1-β) - долю мгновенных нейтронов, получаем:

 

Кэфф = Кэфф×β+ Кэфф(1-β).