Автоматизированная аварийная система управления и защиты ядерного реактора | Статья в журнале «Молодой ученый»

Отправьте статью сегодня! Журнал выйдет 11 декабря, печатный экземпляр отправим 15 декабря.

Опубликовать статью в журнале

Библиографическое описание:

Автоматизированная аварийная система управления и защиты ядерного реактора / С. В. Халявка, П. А. Борисенко, И. А. Варец [и др.]. — Текст : непосредственный // Молодой ученый. — 2021. — № 42 (384). — С. 3-6. — URL: https://moluch.ru/archive/384/84596/ (дата обращения: 03.12.2021).



Ядерным реактором называется устройство, в котором протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжёлых элементов, вызываемая нейтронами и сопровождаемая выделением энергии.

Рис.1

В состав ядерного реактора входят следующие элементы:

— активная зона с ядерным топливом, окруженная отражателем нейтронов;

— теплоноситель;

— система регулирования цепной реакции;

— радиационная защита;

— система дистанционного управления.

Ядерные реакторы можно разделить на следующие виды:

— классические (на основе урана 235 или обогащенного урана);

— реакторы на быстрых нейтронах (отсутствует замедлитель, энергия более 10 кэВ);

— реакторы на промежуточных нейтронах (энергия от 1 до 1000 эВ);

— реакторы на тепловых нейтронах (подавляющее большинство реакторов).

По характеру размещения топлива можно разделить на гетерогенные (почти не используются) и гомогенные, в которых топливо разделяется по блокам.

Состояние реактора характеризуется реактивностью :

(1)

Если , то цепная реакция деления нарастает во времени и реактивность реактора ; если , то реакция затухает, реактор подкритичен, ; при , ; реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс, скорость реакции деления и выделяемая мощность постоянны во времени.

Реактивность — это степень отклонения реактора от критического состояния:

(2)

Для остановки реактора коэффициент размножения нейтронов должен стать меньше единицы, т. е. реактивность необходимо уменьшить.

Кроме того, необходимо иметь возможность снижения при его случайном превышении единицы, так как в противном случае возможно быстрое возрастание мощности реактора, так называемый «разгон», с последующим разрушением реактора и тяжёлыми последствиями.

Для предотвращения подобных ситуаций существует система управления и защиты (СУЗ), которая бывает трёх видов:

— аварийная;

— автоматические регуляторы;

— компенсирующие.

Аварийные СУЗ должны полностью исключать человеческий фактор по одной простой причине: от них зависит жизнь персонала и целостность самой станции, а также всех проживающих в радиусе до десяти километров.

Основные аварийные системы защиты на реакторах представляют собой аварийные стержни, выполненные из материала, активно поглощающего нейтроны (кадмий, бор и др.). При возникновении аварийной ситуации они сбрасываются в активную зону, где плотность потока нейтронов наибольшая.

Но, как и у любой системы, у данной есть свои недостатки. При тревожном сигнале с пульта оператора необходимо получить разрешение «остановить реактор», снять защиту и нажать на кнопку, после чего запуститься механизм, сбрасывающий стержни. В момент входа стержней с заданным ускорением или под их собственной силой тяжести в активную зону, создаётся небольшое повышение мощности реактора, а после быстрое затухание реакции деления. Так же система не эффективна при повреждении силовой конструкции реактора.

Одним из компромиссных решений будет исключение человеческого фактора. Необходимо вовремя активировать аварийную систему защиты. Для этого можно совместить группу аварийных стержней и специальных веществ, поглощающих свободные нейтроны, тем самым вызывая затухание реакции деления ядер урана.

Встаёт вопрос о надёжности санкционированного срабатывания и предотвращении несанкционированного срабатывания данной системы во время эксплуатации реактора. Для решения этой проблемы достаточно установить систему предохранения, которая будет связывать основные части реактора.

Первой ступенью предохранения будет замыкание контактов от работы главного и резервного гидронасосов, т. е. система не сработает при работающем главном гидронасосе. При его отключении или поломке срабатывает первая ступень предохранения и запускается резервный гидронасос. Далее, при неработающем по любой причине резервного гидронасоса замыкается второй контакт системы предохранения. Из-за отсутствия циркуляции вода в реакторе начинает быстро испаряться, повышается температура и количество свободных нейтронов, реактор переходит в критическое состояние ( ). На данном этапе для предотвращения разрушения есть возможность вручную, через кнопку на пульте оператора, внести аварийные стержни. По истечению определённого промежутка времени мощность реактора повышается до уровня, когда введение стержней вызовет повышение выделения энергии, что приведёт к разрушению реактора.

Для решения данной проблемы в предлагаемой системе защиты устанавливается конденсатор, который начинает заряжаться от подачи сигнала на пульт оператора и отключается при нажатии кнопки. При неактивной кнопке зарядка конденсатора продолжается до момента повышения мощности реактора, когда нельзя опускать стержни. При отсутствии сигнала с пульта оператора, конденсатор разряжается, подавая сигнал СУЗ.

Рис. 2

ГГС — главный гидронасос;

РГС — резервный гидронасос;

УРС — устройство регистрации сигнала;

БУО — блок управления оператора;

БЗАС — блок запуска аварийных стержней;

БЗСР — блок запуска специального раствора;

ИП — источник питания;

Р — регистратор.

Система аварийной защиты открывает заслонку на трубе, через которую из резервуара в активную зону поступает специальная жидкость, останавливающая процесс деления. Процесс роста замедляется, а затем начинает снижаться. В этот момент работает система задержки, которая по истечению определенного времени отравляет сигнал для сброса стержней.

После полной остановки реактора стержни вынимаются, а специальная жидкость вымывается водой благодаря гидронасосу. Контакт первой ступени вновь разомкнут. В резервуар заливается новая жидкость.

Учитывая всё вышесказанное, можно прийти к выводу, что внедрение подобной СУЗ приведёт к увеличению безопасности станции и исключению человеческого фактора в критической ситуации.

Литература:

  1. Вейнберг А., Винер Е. Физическая теория ядерных реакторов.М.: ИЛ, 1961. 732с.
  2. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы.М.: Атомиздат, 1975. 284с.
  3. Любомудров А. А. Физические основы ядерной энергетики.М.: ВА РВСН, 2004, 180с.
Основные термины (генерируются автоматически): активная зона, пульт оператора, резервный гидронасос, критическое состояние, реактор, аварийная система защиты, блок запуска, специальная жидкость, ступень предохранения, ядерный реактор.


Задать вопрос