РАЗВИТИЕ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ВВЭР

Автор: Митин В. И., Семченков Ю. М., Калинушкин А. Е.

УДК 621.039.564.002.56,53.084,531.7,681.2

(РНЦ "Курчатовский институт", г. Москва)

ВВЭР являются в настоящее время основой ядерной электроэнергетики [1]. Они выработали большое количество электроэнергии, показали высокую надежность и эффективность работы. Их конструкция постоянно совершенствуется, накапливается опыт проектирования и эксплуатации, возрастают требования к безопасности при сохранении основной нейтроннофизической и теплогидравлической технологии (см. таблицу, рис. 1) [2, 3].

Последовательность развития ВВЭР в направлении совершенствования конструкции и увеличения тепловой мощности

ВВЭР отличаются мощностью, габаритами корпуса, конструкцией и числом ТВС, органов регулирования системы управления и защиты

Рис. 1. Сборочный чертеж ВВЭР1000 (В320) (а) и нейтронный измерительный канал (б): / активная зона; 2 корпус реактора; 3 нейтронный измерительный канал: 4 термопары в сухом нейтронном измерительном канале; 5 поглотитель; б сухой чехол для термопары; 7,8 термопары и детекторы прямой загрузки в нейтронном измерительном канале (ОР СУЗ), конструкцией и числом циркуляционных насосов (ГЦН) и парогенераторов, составом и размещением детекторов внутриреакторного контроля. Это определяется эволюцией взглядов на задачи внутриреакторного контроля и уровнем развития знаний и умения в данной области.

Эволюция внутриреакторного контроля. На первом этапе создания и внедрения ВВЭР (ВВЭР440) предусматривался следующий подход к контролю и управлению:

нейтронную физику и все вопросы, связанные с контролем общей нейтронной мощности и ее распределения, реактивности и др., достаточно полно отрабатывали в критических экспериментах на полномасштабных стендах;

теплогидравлику (расход, давление, плотность теплоносителя, теплопередача и др.), а также связанные с этим уставки для защиты и блокировок отрабатывали и фиксировали во время пусконаладочных работ на горячей обкатке и во время освоения мощности.

При этом предполагали, что оперативный контроль, управление и защита активной зоны в процессе эксплуатации эффективно осуществляются с учетом показаний только внереакторных ионизационных камер и термопар, расположенных на выходе теплоносителя из некоторой части ТВС.

В конце 1970 начале 1980х гг. под внутриреакторным контролем подразумевали периодические активационные измерения распределения энерговыделения на всех этапах освоения мощности до номинальной, а также в начале, середине, конце кампании различных топливных загрузок до максимально достигнутой глубины выгорания. Эти измерения давали возможность также проверять в реальных условиях эксплуатации программы расчета трехмерных полей энерговыделения. С этой целью была предусмотрена установка 12 "сухих" каналов в центральных направляющих трубках размером 8x0,8 мм, длиной до 12 15 м, в которых проводили активационные измерения с использованием медных и алюминиевых проволок и металлических фолы с изотопами золота, ванадия, диспрозия, родия. Активационные измерения

page 278

This is an article from EVXpress, a service of East View Information Services that allows you to search across more than 12 million journals and news publications for fee and immediately download full text using your credit card.
Price: $25.00
Delivery: immediate download or e-mail attachment
This content appears in EVXpress under license from the publisher. Inquiries regarding the content should be directed to the publisher directly.