Эксплуатация атомных энергоблоков

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

 
Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
 
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
 
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Привод системы управления и защиты

Рис. - Привод СУЗ. Слева - нижняя часть, справа - верхняя часть.

1 - блок перемещения; 2- блок электромагнитов; 3 – штанга; 4 – чехол;

5 - датчик перемещения шаговый (ДПШ)

В качестве исполнительного механизма системы управления и защиты реактора (СУЗ) применен привод СУЗ. Привод данного типа опробован и хорошо проявил себя на ряде АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

Приводы перемещают поглощающие стержни со скоростью 20 мм/с, и обеспечи­вают ввод положительной или отрицательной реактивности активной зоны реактора, уве­личивая или уменьшая тем самым плотность потока нейтронов и мощность реактора.

Система приводов СУЗ реактора включает в себя исполнительный механизм поглощающих стержней и предназначена для пуска, регулирования мощности, компенса­ции избыточной реактивности и остановки реактора путем введения или выведения погло­щающих стержней из активной зоны реактора.

Привод состоит из следующих основных узлов:

- блока перемещения;

- блока электромагнитов;

- чехла;

- штанги;

датчика ДПШ (далее именуемый «датчик»)

Чехол служит для размещения внутренней и наружной частей привода и предна­значен для работы в условиях первого контура реактора. В нижней части чехол имеет фла­нец для установки и уплотнения его на патрубке верхнего блока реактора, в верхней части – элементы для уплотнения датчика.

Блок перемещения размещается внутри герметичного чехла и, совместно с блоком электромагнитов, предназначен для перемещения штанги, соединенной с поглощающей сборкой (ПС) СУЗ.

Блок электромагнитов устанавливается снаружи чехла. Он состоит из трех электро­магнитов и соединительных деталей. Электромагниты предназначены для перемещения подвижных элементов блока перемещения и штанги, сцепленной с поглощающим стержнем.

Штанга предназначена для связи поглощающего стержня с блоком перемещения.

Датчик обеспечивает индикацию положения поглощающего стержня через 20 мм хода штанги и его остановку в конечных положениях.

Принцип работы привода заключается в следующем:

- привод с помощью трех электромагнитов (тянущего, запирающего, фиксирующе­го) обеспечивает возвратно-поступательное перемещение или удержание штанги, сцеп­ленной с поглощающим стержнем.

Режим перемещения штанги привода осуществляется подачей импульсов тока, коммутируемых в определенной последовательности, на катушки электромагнитов приво­да, в результате чего подвижная защелка перемещает штангу, а фиксирующая защелка удерживает ее между перемещениями. Режим стоянки привода осуществляется подачей импульса тока на фиксирующий электромагнит. В режиме аварийной защиты все три электромагнита обесточены, защелки открыты и штанга с поглощающим стержнем падает вниз под действием собственного веса.

Схема расположения органов регулирования (приводов СУЗ).

Как видно из рисунка, проектом предусмотрено максимально возможное количество при­водов СУЗ, позволяющих ввести в активную зону максимально возможное количество поглощающих сборок. Установлением максимально возможного количества при­водов и поглощающих сборок СУЗ реактор ВВЭР-1200 отличается от традиционного ре­актора ВВЭР-1000.

Увеличение количества поглощающих сборок и приводов СУЗ обеспечивает повы­шение эффективности механической системы управления и защиты, в том числе в аварийных и стояночных режимах.


Схема расположения приводов СУЗ на картограмме активной зоны: слева – для ВВЭР-1200, справа – для ВВЭР-1000.

Атомная энергетика