Logo GenDocs.ru

Поиск по сайту:  

Загрузка...

Техническое описание реактора РБМ-К15 (РБМК 1500) - файл Р-15.doc


Техническое описание реактора РБМ-К15 (РБМК 1500)
скачать (10799 kb.)

Доступные файлы (267):

Р-15.doc865kb.05.01.2004 18:53скачать
Рис-02.dwg
Рис-03.dwg
Рис-04.dwg
Рис-05.dwg
Рис-06.dwg
Рис-07.dwg
Рис-08.dwg
Рис-09.dwg
Рис-10.dwg
Рис-11.dwg
Рис-12.dwg
Рис-13.dwg
Рис-14.dwg
Рис-15-1.dwg
Рис-15-2.dwg
Рис-16.dwg
Рис-17.dwg
Рис-18.dwg
Рис-19.dwg
Рис-20.dwg
Рис-21.dwg
Рис-22.dwg
Рис-23.dwg
Рис-24.dwg
Рис-25.dwg
Рис-26.dwg
Рис-27a.dwg
Рис-27b.dwg
Рис-28.dwg
Рис-29.dwg
Рис-30.dwg
Рис-31.dwg
Рис-32.dwg
Рис-33.dwg
Рис-34.dwg
Рис-35.dwg
Рис-36.dwg
Рис-37.dwg
Рис-38.dwg
Рис-39-1.dwg
Рис-39-2.dwg
Рис-40-1.dwg
Рис-40-2.dwg
Рис-41.dwg
Рис-42-1.dwg
Рис-42-2.dwg
Рис-43-1.dwg
Рис-43-2.dwg
Рис-44.dwg
Рис-45.dwg
Рис-46.dwg
Рис-47.dwg
Рис-48.dwg
Рис-49.dwg
Рис-50.dwg
Рис-51.dwg
Рис-52.dwg
Рис-53.dwg
Рис-54.dwg
Рис-55.dwg
Рис-56.dwg
Рис-57.dwg
Рис-58.dwg
Рис-59.dwg
Рис-60.dwg
Рис-61.dwg
Рис-62a-b.dwg
Рис-62v-g.dwg
Рис-63.dwg
Рис-64.dwg
Рис-65.dwg
Рис-66.dwg
Рис-67.dwg
Рис-68.dwg
Рис-69.dwg
Рис-70.dwg
Рис-71.dwg
Рис-72.dwg
Рис-73.dwg
Рис-75.dwg
Рис-76.dwg
Рис-77.dwg
Рис-78.dwg
Рис-79-1.dwg
Рис-79-2.dwg
Рис-79.dwg
Рис-80.dwg
Рис-81.dwg
Рис-82.dwg
Рис-83.dwg
Рис-84.dwg
Рис-85.dwg
Рис-86 all.dwg
Рис-86.dwg
Рис-88-89.dwg
Рис-90-91.dwg
Стр_102-1.tif
Стр_102-2.tif
Стр_103.tif
Стр_104-1.tif
Стр_104-2.tif
Стр_105-1.tif
Стр_105-2.tif
Стр_106-1.tif
Стр_106-2.tif
Стр_107-1.tif
Стр_107-2.tif
Стр_107-3.tif
Стр_108-1.tif
Стр_108-2.tif
Стр_108-3.tif
Стр_108-4.tif
Стр_109-1.tif
Стр_109-2.tif
Стр_110-1.tif
Стр_110-2.tif
Стр_110-3.tif
Стр_110-4.tif
Стр_110-5.tif
Стр_110-6.tif
Стр_111-1.tif
Стр_111-2.tif
Стр_111-3.tif
Стр_111-4.tif
Стр_111-5.tif
Стр_111-6.tif
Стр_112.tif
Стр_113.tif
Стр_114.tif
Стр_115.tif
Стр_116.tif
Стр_117.tif
Стр_118.tif
Стр_119.tif
Стр_120.tif
Стр_121.tif
Стр_122.tif
Стр_123.tif
Стр_124.tif
Стр_125.tif
Стр_126.tif
Стр_127.tif
Стр_128.tif
Стр_129.tif
Стр_130.tif
Стр_131.tif
Стр_132.tif
Стр_133.tif
Стр_134.tif
Стр_135.tif
Стр_136.tif
Стр_137.tif
Стр_138.tif
Стр_139.tif
Стр_140.tif
Стр_141.tif
Стр_142.tif
Стр_143.tif
Стр_144.tif
Стр_145.tif
Стр_146.tif
Стр_147.tif
Стр_148.tif
Стр_149.tif
Стр_150.tif
Стр_151.tif
Стр_152.tif
Стр_153.tif
Стр_154.tif
Стр_155.tif
Стр_156.tif
Стр_157.tif
Стр_158.tif
Стр_159.tif
Стр_160.tif
Стр_161.tif
Стр_162.tif
Стр_163.tif
Стр_164.tif
Стр_165.tif
Стр_166.tif
Стр_167.tif
Стр_168.tif
Стр_169.tif
Стр_170.tif
Стр_171-1.tif
Стр_171-2.tif
Стр_171-3.tif
Стр_171-4.tif
Стр_171-5.tif
Стр_171-6.tif
Стр_172-1.tif
Стр_172-2.tif
Стр_173-1.tif
Стр_173-2.tif
Стр_174-1.tif
Стр_174-2.tif
Стр_175-1.tif
Стр_175-2.tif
Стр_176.tif
Стр_177.tif
Стр_178.tif
Стр_179-1.tif
Стр_179-2.tif
Стр_180.tif
Стр_182-1.tif
Стр_182-2.tif
Стр_183.tif
Стр_184.tif
Стр_185.tif
Стр_186-1.tif
Стр_186-2.tif
Стр_186-3.tif
Стр_186-4.tif
Стр_187-1.tif
Стр_187-2.tif
Стр_188.tif
Стр_189.tif
Стр_190.tif
Стр_191.tif
Стр_192.tif
Стр_193.tif
Стр_194.tif
Стр_196-01.tif
Стр_196-02.tif
Стр_196-03.tif
Стр_196-04.tif
Стр_196-05.tif
Стр_196-06.tif
Стр_196-07.tif
Стр_196-08.tif
Стр_196-09.tif
Стр_196-10.tif
Стр_196-11.tif
Стр_196-12.tif
Стр_196-13.tif
Стр_196-14.tif
Стр_196-15.tif
Стр_196-16.tif
Стр_196-17.tif
Стр_196-18.tif
Стр_196-19.tif
Стр_196-20.tif
Стр_196-21.tif
Стр_196-22.tif
Стр_196-23.tif
Стр_196-24.tif
Стр_196-25.tif
Стр_196-26.tif
Стр_197-1.tif
Стр_197-2.tif
Стр_197-3.tif
Стр_197-4.tif
Стр_198-1.tif
Стр_198-2.tif
Стр_198-3.tif
Стр_198-4.tif
Стр_199-1.tif
Стр_199-2.tif
Стр_199-3.tif
Стр_199-4.tif
Стр_199-5.tif
Стр_199-6.tif
Стр_200-1.tif
Стр_200-2.tif
Стр_200-3.tif

содержание
Загрузка...

Р-15.doc

1   2   3   4   5   6   7   8   9   10   11
Реклама MarketGid:
Загрузка...
^

5.1. Распределение расходов теплоносителя по технологическим каналам (рис. 57).


Величина расхода теплоносителя в канале максимальной мощности - результат процедуры распределения расходов по каналам реактора выполненной на основании теплогидравлического расчета активной зоны и с учетом неравномерности радиального поля энерговыделения реактора (см. рис. 56). Распределение расходов должно быть таким, чтобы обеспечивался заданный минимальный запас до кризиса теплоотдачи в каналах максимальной мощности, а максимальное паросодержание на выходе из каналов не превышало 35 - 40%. Тогда в остальных каналах необходимый запас до кризиса обеспечивается автоматически.

Ввиду постепенного снижения мощности ТК из-за выгорания топлива (см. рис. 58) примерно через 30 и 60% кампании реактора выполняется подрегулировка расхода через каждый ТК.

В качестве исходных данных при распределении расходов по каналам принимается:

- распределение мощности реактора по каналам (по данным физического расчета);

- максимальная мощность ТК считающаяся предельной по условиям эксплуатации;

- зависимость критической мощности от основных параметров ТК;

- гидродинамическая характеристика ТК (рис. 59) по данным гидравлического расчета;

- напорно-расходная характеристика главных циркуляционных насосов;

- предельные эксплуатационные значения отклонений основных параметров определяемые как погрешностью приборов систем контроля реактора, так и возможностями системы регулирования (СУЗ).

В качестве последних приняты следующие данные:

- предельная контролируемая мощность ТК (по показаниям приборов), поддерживаемая оператором или системой регулирования реактора - 4500 кВт;

- точность определения критической мощности ТК - 15%;

- точность определения мощности реактора по тепловому балансу - 2%;

- точность поддержания мощности реактора системой регулирования - 1%;

- точность измерения мощности канала системой контроля - 12%;

- точность измерения расхода в канале - 4,5 м3/ч:

- точность измерения температуры теплоносителя на входе в каналы - 9 °С.
^

5.2. Теплотехническая надежность активной зоны.


Из-за случайного характера отклонения от номинальных значений параметров, определяющих теплоотвод в активной зоне, есть вероятность того, что в каком-либо ТК могут создаться условия нарушения нормального режима работы ТК. Это нарушение может привести к кризису теплоотдачи в ТК и, как следствие, повлечь за собой теплотехнический отказ ТК. Согласно оценкам число каналов, которые могут иметь мощность, превышающую максимальную, составляет 10% от общего количества (Л.42.80). Это случайная величина, определяется она точностью поддержания и регулирования общей мощности и радиального поля энерговыделения реактора. Таким образом в любой момент эксплуатации реактора на номинальной мощности какие-то каналы могут попасть в режим кризиса теплоотдачи. По расчетам вероятности того, что в произвольный момент эксплуатации реактора в номинальном режиме ни в одном канале плотность теплового потока не превышает критического значения, равна 0,995 (Л, 80). Теплотехническая надежность реакторов РБМК-1000 ЛАЭС-10, 9.
^

5.3. Теплогидравлическая устойчивость режимов работы технологических каналов.


Нарушение локальной межканальной устойчивости, вызванное теплогидравлическими причинами, как известно, приводит к разверке расходов между каналами, а чаще, к возникновению колебаний расходов, паросодержаний и других параметров. Механизм нарушения устойчивости объясняется наличием прямых и обратных связей между процессами теплообмена и гидравлики с учетом транспортного запаздывания распространения возмущений по тракту теплоносителя.

Для технологических каналов реактора РБМ-К15 определены на основе опытных данных и расчета границы устойчивости в широком диапазоне изменений режимных параметров. На рис. 62 в координатах (tвх, G) показано положение границы устойчивости при различных давлениях, уровнях мощности канала и показателях гидравлического сопротивления ЗРК. Для сравнения на графиках показаны точки, соответствующие двум базовым режимам работы ТК:

- Режим предельной мощности:

Nк = 4910 кВт, G= 6,55 кг/с, tвх = 265 °С, ЗРК полностью открыт.

Вероятность того, что максимальная мощность ТК может превысить указанное значение, крайне мала - 0,0013 (Л.80).

- Режим средней мощности:

Nк = 3100 кВт, G= 6,55 кг/с, tвх = 265 °C (в зоне плато реактора), ЗРК полностью открыт.

Существует предельный расход, выше которого при любой температуре воды на входе ТК неустойчивость режимов проявляется с началом кипения воды на выходе ТК. Неустойчивость прекращается с ростом температуры воды на входе ТК либо сохраняется вплоть до нулевых подогревов на входе (при малых расходах). С уменьшением мощности область устойчивых режимов расширяется за счет снижения предельных массовых расходов. Стабилизация режимов достигается также с увеличением сопротивления ЗРК, при этом граница устойчивости смещается в зону более высоких подогревов. С уменьшением давления расширяется область неустойчивых режимов: растут значения предельных массовых расходов и сокращается область подогревов, характерных для устойчивых режимов. Положение границы устойчивости характеризуется величиной предельного расхода и предельного подогрева, выше которого наблюдается резкий скачок расхода на границе устойчивости. Зависимости этих величин от давления и мощности для подогревов воды на входе ТК в интервале 0 - 50 °С, характерном для активной зоны, показана на рис. 63.

Базовые расчетные режимы работ ТК, как видно на рис. 62, находятся глубоко в зоне устойчивости.
^

6. Системы контроля, управления и защиты реактора (рис. 70).

6.1. Система технологического контроля реактора (Л.81).


Средствами системы обеспечиваются массовые измерения параметров по всем каналам и конструктивным элементам реактора.

Информация от датчиков системы непосредственно либо после первичной обработки поступает в УВС. В УВС производится циклический опрос контрольных точек, сравнение уровней сигналов с заданными уставками, формирование предупредительных (ПП, ПС) и аварийных (АП, АС) сигналов при выходе контролируемых параметров за установленные границы и выдача этих сигналов на табло технологического контроля (на БЩУ). По вызову оператора текущие значения параметров реактора - по отдельным контрольным точкам или их группам - поступают из УВС на сменные средства отображения информации: черно-белый или цветной дисплей, входящие в состав рабочего места оператора-технолога. Вызов какого-либо параметра осуществляется оператором по соответствующему коду, набираемому с помощью клавиатуры вызываемого устройства. (В данном описании по терминологии системы "Скала" это устройство обозначено сокращенно ПАП - пульт адресных параметров.) По необходимости УВС регистрирует текущую информацию на картограммах и бланках.

Информация от датчиков используется в УВС также и в текущих расчетах физических характеристик реактора (см. п.6.4).

Датчиками системы контролируются следующие параметры реактора (рис. 64).

- Расходы теплоносителя в ТК и охлаждающей воды в каналах СУЗ. Измерения выполняются с помощью тахометрических расходомеров "ШТОРМ-32М-55" и "ШТОРМ-8А-55", работающих в комплекте с электронными блоками ЭП-5. Блоки выдают нормированные сигналы напряжения 0 - 5 V в УВС. Блоки, связанные с расходомерами "ШТОРМ-8А-55", имеют также релейный выход на блокировку ввода стержней СУЗ в активную зону при сигналах (предупредительных) снижения расходов в соответствующих каналах (см. п. 3.3.5.).

- Температура охлаждающей воды на сливе из КОО. Для измерений служат термоэлектрические преобразователи ТХКП-ХУШ.

- Температурные поля, аксиальные и радиальные, в графитовой кладке. Измерения выполняются в помощью многозонных термоэлектрических термометров ТХА-1379.

- Давление газа в РП, в точках подвода газа к реактору (в нижних трубопроводах ПГС), а также перепад давления между РП и МРП. Контроль ведется непрерывно. По показаниям датчиков давления формируются сигналы ПП и АП. При появлении сигналов АП в двух контрольных точках из четырех по давлению в РП формируется сигнал АЗ-1 (Л.85).

- Температура металлоконструкций реактора. Измерения осуществляются в наиболее напряженных по условиям прочности узлах металлоконструкций (см. рис. 64). Для контроля предназначены термоэлектрические преобразователи ТХА-1449.

- Температура охлаждающей воды в кольцевом баке боковой биологической защиты. Для измерений служит термоэлектрические преобразователи ТХА-1439.

- Содержание примесей в газе РП, характеризующих состояние графитовой кладки, т.е. процесс окисления графита. Пробы газа для анализа отбираются из фистульного канала РБМ-К5 сб.10.

Контроль ведется непрерывно. По результатам газоанализа оценивается качество работы установки очистки гелия ГКР, так как содержание примесей в азотно-гелиевой смеси, поступающей в РП, строго нормируется по условиям эксплуатации реактора.

Необходимо отметить, что объем технологического контроля головного реактора РБМ-К15 расширяется ввиду организации реперного измерительного района (см. п. 7).
^

6.2. Система контроля распределения энерговыделения реактора.


СКРЭ предназначена для непрерывного контроля распределения энерговыделения (РЭ) и мощности реактора, локальной аварийной защиты и регулирования РЭ.

СКРЭ выполняют следующие функции:

- Контролирует РЭ по сигналам внутризонных датчиков (ДКЭ). Сигналы ДКЭ проходят предварительную обработку в СКРЭ и передаются в УВС для расчетов РЭ и представления информации СИУРу.

- Формирует сигналы, используемые в СУЗ для локального автоматического регулирования (ЛАР) и локальной аварийной защиты (ЛАЗ) реактора.

- Формирует сигналы, пропорциональные мощности реактора, которые используются в различных системах: СУЗ, системе АЗ реактора по расходу питательной воды, автоматике закрытия дроссельно-регулирующих клапанов ГЦН, системе автоматического регулирования уровня воды в БС.

- Контролирует превышение предельных уровней энерговыделения в локальной области зоны по сигналам соответствующего ДКЭ с отображением информации о превышении на табло СКРЭ.

- Передает сигналы ДКЭ и УВС для расчетов распределенных параметров реактора и общереакторных параметров. Сигналы ДКЭ, передаваемые в УВС служат исходными данными для работы цифровых ЛАР и ЛАЗ, программы "Советчик оператора", а впоследствии для автоматического регулирования мощности и РЭ в реакторе через УВС.
^

6.2.1. Состав и структура СКРЭ.


В состав СКРЭ входят:

- детекторы контроля энерговыделения по радиусу и высоте активной зоны реактора,

- комплект электронной аппаратуры для контроля и преобразования информации, поступающей от детекторов,

- регистрирующие приборы и мнемотабло на щите оператора (ЩО),

- детекторы и аппаратура вспомогательной системы проверки,

- комплект алгоритмов специального математического обеспечения УВС и внешних ЭВМ.

В СКРЭ в качестве детекторов используются:

- для радиального поля - эмиссионные детекторы нейтронов с эмиттером из окиси гафния (ДКЭР-1) и с эмиттером из серебра (ДКЭР-2), первые практически безинерционны.

- для аксиального поля - триаксиальные -камеры (ДКЭВ).

В связи с этим СКРЭ подразделяется по конструктивному и схемному исполнению на три подсистемы: СКРЭР-1, СКРЭР-2, СКРЭВ.

Общее количество ДКЭР-1 - 127 шт., ДКЭР-2 - 125 шт.

Датчики каждого типа распределены по шести автономным группам (всего 12 групп). Датчики каждой группы равномерно размещены в активной зоне реактора (рис. 65).

Общее количество ДКЭВ - 160 шт.: по четыре сборки в каждом из 20 измерительных каналов (см. л. 3.6.2.), каждая оборка содержит два чувствительных элемента. Измерительные каналы распределены по четырем группам (по пять каналов в каждой группе).

Каналы каждой группы равномерно размещены в активной зоне. (На рис. 65 цифры внутри обозначений детекторов соответствуют номерам групп цифры внутри обозначений стержней ЛАР - номерам зон.)

Сигналы от ДКЭ поступают в аппаратуру СКРЭ для предварительной обработки и передачи в УВС, СУЗ и системы технологической автоматики.
^

6.2.2. Функции аппаратуры СКРЭ 3 Л.62, 63/.


Аппаратура СКРЭ предназначена для выполнения следующих функций (рис. 66):

- нормирование сигналов ДКЭ и передача нормированных сигналов в УВС,

- коррекция нормированных сигналов ДКЭ,

- сигнализация превышения откорректированными сигналами ДКЭ заданных предупредительных и аварийных уровней (через УВС),

- формирование сигналов локальных превышений предельно-допустимых значений энерговыделения,

- усреднение нормированных сигналов ДКЭ для оперативного контроля и регистрации мощности реактора, а также для выдачи в схемы технологических защит и автоматики,

- проверка работоспособности ДКЭ.

Аппаратура СКРЭ нормирует сигналы всех датчиков. (Нормирование заключается в линейном преобразовании входного токового сигнала каждого датчика в сигнал напряжения ПОСТОЯННОГО тока и выполняется индивидуальным нормирующим усилителем 1 ступени).

Нормированные сигналы ДКЭР-1 и ДКЭР-2 усредняются для получения сигналов, пропорциональных мощности реактора. Усреднение выполняется по датчикам двух групп. В результате этой операции формируется шесть независимых усредненных сигналов - по три сигнала от ДКЭР-1 и ДКЭР-2. С учетом размножения - 24 сигнала.

Из них:

- 12 сигналов по ДКЭР-2 выдаются в систему защиты от снижения расхода питательной воды,

- 6 сигналов по ДКЭР-1 выдаются в систему автоматического регулирования уровня в БС и в автоматику закрытия ДРК ГЦН,

- 3 сигнала по ДКЭР-1 выдаются в СУЗ.

Сигналы, пропорциональные мощности реактора, регистрируются двумя самописцами на ЩО.

Нормированные сигналы ДКЭР-1 и ДКЭВ корректируются с целью устранения их разброса, вызванного неодинаковой чувствительностью детекторов, локальными микроискажениями полей энерговыделения, выгоранием детекторов и топливных кассет. Коррекция сигналов каждого ДКЭР-1 или ДКЭВ выполняется с помощью индивидуального усилителя 2-ступени. Коэффициент коррекции, равный отношению выходных напряжений 2 и 1 ступени, регулируется в диапазоне 1-4 для каждого ДКЭ.

Корректированные сигналы всех ДКЭР-1 и ДКЭВ выдаются в УВС, а корректированные сигналы 72 ДКЭР-1, входящих в зоны ЛАР, передаются в ЛАР. (Сигналы 72 ДКЭР-1 поступают в измерительную часть ЛАР - по шесть сигналов от каждой зоны. В аппаратуре ЛАР сигналы каждой зоны суммируются и усредняются. В результате этой операции формируются 12 усредненных независимых сигналов, по которым осуществляется управление стержнями ЛАР).

Аппаратура СКРЭ вырабатывает предупредительные и аварийные сигналы превышения мощности при условиях:

U≥Kпр А и U≥A

где U - корректированный сигнал ДКЭР-1 или ДКЭВ,

А - аварийный уровень, пропорциональный предельно-допустимой мощности кассеты,

Kпр - предупредительный коэффициент

Кпр - 0,65; 0,875; 0,9; 0,925; 0,95.

Перестройка Кпр производится неоперативно. Задание А осуществляется вручную с пульта оператора индивидуально для каждой группы датчиков с помощью задатчика аварийных уставок (ЗАУ)

На ЗАУ 10 переключателей: шесть для ДКЭР-1 и четыре для ДКЭВ. Переключатели имеют шесть положений: 10, 30, 50, 70, 100%

Кроме указанного основного режима выработки сигналов превышения, в аппаратуре СКРЭ предусмотрен дополнительный режим, в котором сигналы превышения формируются при условиях:

U≥B+КпрС и U≥B+С

где В - уровень, пропорциональный предельно-допустимой мощности кассеты,

С=Const, причем А=В+С при установке переключателей ЗАУ в положение 100%; для работы в этом режиме в аппаратуре СКРЭ необходимо произвести неоперативные перестройки.

Сигналы превышения выдаются в систему сигнализации для отображения на мнемотабло СКРЭ.

По сигналам превышения формируются предупредительные и аварийные зонные (по ДКЭР-1) и канальные (по ДКЭВ) сигналы.

Предупредительный (аварийный) зонный сигнал защиты формируется при превышении двумя или более откорректированными сигналами ДКЭР-1 из разных групп в одной зоне ЛАР предупредительного (аварийного) уровня срабатывания. Предусмотрена возможность установки порога срабатывания, равного 3, 4 или 5 сигналам превышения.

Предупредительный (аварийный) сигнал канала формируется при превышении хотя бы двумя откорректированными сигналами чувствительных элементов ДКЭВ, принадлежащих разным сборкам одного канала, предупредительного (аварийного) уровня срабатывания.

Сформированные зонные (канальные) сигналы защиты выдаются в СУЗ для управления работой ЛАР и ЛАЗ, в УВС для регистрации и в систему сигнализации для отображения на мнемотабло СКРЭ.

По сигналам превышения формируются также групповые предупредительные и аварийные сигналы (по ДКЭР-1).

Групповой предупредительный (аварийный) сигнал формируется при превышении хотя бы одним откорректированным сигналом в группе предупредительного (аварийного) уровня срабатывания. В аппаратуре СКРЭ предусмотрена возможность изменить порог срабатывания в пределах от 1 до 5 сигналов превышения.

Сформированные сигналы выдаются в УВС для регистрации и в систему сигнализации для отображения на мнемотабло СКРЭ.

В аппаратуре СКРЭ осуществляется автоматический контроль исправности основных блоков.
^

6.3. Система управления и защиты реактора.


Система управления и защиты реактора СУЗ предназначена

- для пуска реактора, и регулирования нейтронной мощности,

- компенсации выгорания топлива, отравления и температурных эффектов реактивности,

- регулирования и стабилизации полей энерговыделения,

- контроль уровня мощности и периода ее изменения,

- защиты реактора в аварийных ситуациях.
^

6.3.1. Состав СУЗ.


В состав системы входят детектора нейтронного потока (БИК), исполнительные механизмы (см. п. 3. 7), аппаратура для измерения и преобразования информации от БИК и СКРЭ, конструктивы со схемами управления, обеспечивающими заданный алгоритм работы системы, пульты и щиты с командными органами, приборами-индикаторами и сигнализацией.

СУЗ включает три взаимосвязанные подсистемы:

- систему измерения нейтронной мощности,

- систему автоматического регулирования мощности (АР),

- систему аварийной защиты (АЗ).
^

6.3.2. Органы регулирования. Сетка каналов СУЗ.


Краткое описание органов регулирования дана в п. 3.7. (рис. 67).

Полное число регулирующих стержней - 211.

По функциональному признаку стержни распределены следующим образом (рис. 68):

- стержни автоматического регулирования мощности (АР) - 12,

- стержни локального регулирования (ЛАР) - 12,

- укороченные стержни-поглотители (УСП) - 24,

- стержни ручного регулирования и аварийной защиты (РР-АЗ) - 163.

В СУЗ предусмотрена возможность неоперативного набора стержней РР-АЗ в режим АЗ или локальной аварийной защиты (ЛАЗ).

Набор организуется по специальному распоряжению в неоперативном контуре блочного щита управления (БЩУ-Н). В режим АЗ и ЛАЗ набирается по 24 стержня.

Активная зона реактора условно разбивается на 12 зон так, чтобы в каждой зоне было по одному стержню ЛАР (рис. 65).

В соответствии с регламентом в каждой зоне набирается по два стержня ЛАЗ. Схема набора организована таким образом, чтобы исключить возможность ложных перемещений стержней.

Ручное управление стержнями АЗ и ЛАЗ с пульта оператора (ПО) сохраняется.

В аварийных ситуациях время введения стержней АЗ (ЛАЗ) в активную зону не превышает 23с. При сигналах АЗ-1 в активную зону вводятся все стержни СУЗ, кроме УСП, причем с такой же скоростью, что и стержни АЗ.

По логическим и силовым схемам управления все исполнительные органы объединены в группы по шесть стержней, причем стержни каждой группы равномерно распределены по активной зоне. При отработке СУЗ сигнала АЗ-1 единичные отказы общего вида к какой-либо группе могут привести к отказу не более шести стержней. Поэтому полное число "эффективных стержней" с учетом требования п. 3.3.5. /Л.101/ принято равным 204. Минимальное количество введенных стержней при работе реактора в номинальном режиме определяется как;



где - максимально-возможный оперативный запас на реакторе.

Величина , ограничивается снизу требованием п. 3.3.6. Л.101, согласно которому подкритичность реактора в наиболее реактивном состоянии при взведенных стержнях АЗ должна быть не менее 0,01.

По проекту для реактора с начальной загрузкой

=36

При этом запасе обеспечивается возможность снижения его мощности с 1500 до 900 мВт (эл) без попадания в йодную яму /Л.3/.

Величина ρmax зависит от глубины выгорания топлива и наибольшего значения достигает в стационарном режиме перегрузок (см. Л.3):

= 120

Эффективность ("вес") каждого стержня в активной зоне определяется его фактическим местоположением и формой нейтронного поля и может изменяться в пределах от 10х10-5 до 100х10-5, а в экстремальных случаях в еще более широких пределах. На рис. 69 показаны относительные эффективности стержней АР, РР-АЗ и УСП при их частичном погружении в аксиальное энерговыделение (поле косинусоидальное). Средний "вес" стержня принят равным 50х10-5 ед. реактивности /Л.3/.

С учетом сказанного максимально-допустимый запас реактивности для реактора с начальной загрузкой,

= 50х10-5 х 36 х 100% = 1,8%

По сигналу АЗ-1 в активную зону вводится не менее 168 стержней с общим "весом" 9%. В стационарном режиме перегрузок число стержней, вводимых по сигналу АЗ-1 в активную зону, не менее 80 с общим "весом" 4%.

Количество стержней, набираемых в режим АЗ, определяется требованиями в п. 5.14 и 5.15 /Л.101/, согласно которым "вес" АЗ реактора должен быть не менее 1%. Такой компенсирующей способностью при среднем "весе" стержня 50х10-5 ед. обладает 20 стержней СУЗ. Так как действие исполнительных органов АЗ в любой ситуации рассматривается без одного наиболее эффективного органа (п. 3.3.28. Л.101.), причем учитывается возможность выхода двух стержней АЗ при единичном отказе общего вида (п. 3.3.26 Л.101.), то для реактора РБМ-К15 количество стержней АЗ должно составлять 23. Проектное количество - 24. Размещение стержней АЗ должно быть таким, чтобы исключить при их взведении возможность образования локальных критмасс (п. 3.3.28 Л.101). (Сетка каналов АЗ будет уточнена в программе физического пуска реактора.) Размер части активной зоны, обуславливающий возникновение локальной критмассы, зависит от состояния реактора и меняется на ходу кампании /Л.3/. (Образование локальных критмасс при выходе реактора на мощность исключается регламентированным порядком извлечения стержней СУЗ).

Важные "веса" каждой функциональной группы стержней СУЗ для различных состояний реактора приведены в таблице 6.1.

Таблица 6.1.

Сумма эффективности стержней

Состояние реактора

горячее, %

холодное с водой, %

холодное без воды, %

РР-АЗ (153 шт.)

9,78

6,52.

11,74

АР (12 шт.)

0,78

0,51

0,92

ЛАР (12 шт.)

0,78

0,51

0,92

УСП (24 шт.)

1,07

0,84

1,08

Все стержни

12,4

8,38

14,66
1   2   3   4   5   6   7   8   9   10   11



Скачать файл (10799 kb.)

Поиск по сайту:  

© gendocs.ru
При копировании укажите ссылку.
обратиться к администрации