- •1. Принцип работы ядерного реактора. Основные элементы конструкции ядерного реактора.
- •Основные ядреные реакции внутри активной зоны
- •Основные энергетические показатели реактора
- •1. Коэффициент воспроизводства топлива
- •2. Удельный расход топлива
- •Нейтронно-физические характеристики ядерного реактора
- •3. Основные типы ядерных реакторов.
- •Распределение энергии деления по ядерному реактору
- •Состав ядерного реактора
- •1. Активная зона
- •2. Классификация ядерных реакторов.
- •5. Энерговыделение продуктов деления после остановки ядерного реактора. Остаточное энерговыделение
- •Напряжения возникающие в корпусе реактора
- •7. Организация теплоотвода в ядерных энергетических реакторах.
- •1. Топливные элементы
- •2. Замедлитель
- •3. Стержни регулирования
- •4. Крупные металлоконструкции
- •5. Корпус реактора
- •6. Боковая биологическая защита
- •8. Распределение энерговыделения по активной зоне ядерного реактора. Энерговыделение в активной зоне
- •9. Движущий напор кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя.
- •10. Коэффициенты неравномерности энерговыделения по реактору. Локальные коэффициенты неравномерности.
- •1. Интегральные коэффициенты неравномерности
- •2. Локальные коэффициенты неравномерности
- •3. Объемный коэффициент неравномерности
- •11. Общая схема теплового расчета гетерогенных реакторов, охлаждаемых однофазным теплоносителем
- •12. Распределение температур по высоте стержневых твэлов в ядерном реакторе, охлаждаемом однофазным теплоносителем.
- •13. Составляющие перепада температур по сечению стержневого твэла.
- •14. Особенности распределения температуры в кольцевых твэлах.
- •15. Типы и особенности кипящих реаторов.
- •16. Общая схема теплогидравлического расчета канальных кипящих реакторов.
- •17. Общая схема теплогидравлического расчета корпусных кипящих реаторов.
- •18. Составяющие гидравлических потерь при омывании однофазным теплоносителем.
- •19. Особенности потери давления при кипении теплоносителя.
- •20. Теплообмен при охлаждении однофазным теплоносителем. Водяной теплоноситель
- •21. Теплообмен при кипении теплоносителя. Режимы кипения жидкости
- •22. Критические тепловые потоки.
- •23. Общая схема теплогидравлического расчета реактора ввэр-1000. Определение тепловых потоков и расхода теплоносителя
- •24. Общая схема теплогидравлического расчета реактора рбмк-1000. Определение тепловых потоков и расхода теплоносителя
- •25. Конструктивные особенности водо-водяных реакторов с водой под давлением на примере одного из типов энергетических реакторов. Реакторы с водой под давлением
- •26. Конструктивные особенности кипящих реакторов с водой под давлением на примере одного из типов энергетических реакторов. Корпусные кипящие реакторы
- •27. Конструктивные особенности канальных реакторов на примере одного из типов энергетических реакторов. Графитовые ядерные реакторы
- •28. Конструктивные особенности быстрых реакторов на примере одного из типов энергетических реакторов.
- •1. Особенности воспроизводства топлива
- •2. Особенности реакторов на быстрых нейтронах
- •3. Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем
- •29. Контроль работы ядерного реактора. Внутриреактрный контроль
- •Измерение плотности потока нейтронов
- •30. Схемы управления ядерного реактора ан примере корпусного или канального (по выбору) реактора.
- •Основные аварийные ситуации на аэс
- •Стационарные ражимы на номинальной мощности
- •1. Водо-водяные реакторы
- •3. Умеренные изменения температуры I и II контура
- •4. При малых мощностях послоянные температура (давление) пара II контура, при больших средняя температура I контура.
- •1. Графитовые реакторы
- •Реализация программ регулирования
- •1. Схема регулирования реакторов ввэр
- •2. Схема регулирования реакторов рбмк
- •Режимы планового пуска и останова реактора
- •3. Заглушение реактора и охлаждение теплоносителя до 50 0с. Аварийные режимы
- •31. Схема перегрузки топлива на примере одного из типов ядерного реактора. Перегрузка топлива
- •Системы перегрузки
- •Перегрузка топлива на рбмк
- •Перегрузка топлива на ввэр
- •32. Схема водоочистки в ядерном реакторе. Система очистки и подпитки I контура
- •2. Водный режим реакторов
- •33. Особенности очистки жидкометаллического теплоносителя.
- •34. Особенности очистки газового теплоносителя.
- •5. Очистка газового теплоносителя
- •35. Физико-химические процессы в теплоносителе ядерного реактора.
- •1. Физико-химические процессы в теплоносителе Радиационные процессы
- •Радиолиз теплоносителя
- •Химические процессы в теплоносителе
- •36. Средства локализации и уменьшения последствий аварии ядерных реакторов. Система локализации аварий
- •37. Система охлаждения ядерного реактора.
- •1. Система аварийного расхолаживания рбмк (саор)
- •2. Система аварийного расхолаживания ввэр (саоз)
- •3. Система аварийного расхолаживания бн
- •4. Система аварийного охлаждения высокотемпературных газовых реакторов
- •38. Система компенсации реактивности, регулирование мощности ядерного реактора и защиты. Система управления и защиты ядерных реакторов
- •1. Система автоматического регулирования
- •2. Система компенсации избыточной реактивности
- •3. Система аварийной защиты
2. Система аварийного расхолаживания ввэр (саоз)
Система аварийного расхолаживания реактора ВВЭР включает подачу раствора борной кислоты в активную зоны через штуцера в корпусе реактора и в теплоноситель I контура.
Мкксимальной проектной аварией на ВВЭР считается разрыв трубопровода I контура максимального диаметра. При этом охлаждение активной зоны производится работающими ГЦН, а компенсация утечки воды в первые минуты производится от компенасатора объема.
В конце 70-х годов стала вырабатываться новая концепция необходимость надежного охлаждения активной зоны при одновременном разрыве трубопровода I контура и одновременном отключении ГЦН. ВВЭР 2 поколения имеют систему охлаждения активной зоны (САОЗ), состоящую из двух подсистем пассивной и активной.
Пасивнея система включает гидроаккумулирующие емкости с водой под давлением, которые подают воду в активную зону при падении давления в I контуре до 5 МПа. Время опорожнения баллонов 15…30 с. Эа это время включаются насосы высокого давления (активная подсистема) подающая воду с расходом 10 % от расхода балонов. Через несколько минут включаются насосы низкого давления для длительного расхолаживания.
Насосы активной подсистемы подают воду как через специальные штуцера корпуса реактора, та и через трубопроводы I контура.
3. Система аварийного расхолаживания бн
Особенность расхолаживания реакторов на быстрых нейтронах:
1. Высокое удельное энерговыделение в активной зоне (до 1000 МВт/м3), что требует надежного отвода тепла.
2. Требования связанные с физическими свойствами Na. Изменение расхода Na в пределах активной зоны приводит к перегреву конструкций активной зоны.
Максимальной проектной аварией на реакторах БН считается полная потеря энергопитания как от внешних, так и собтственных аврийных источников. Потеря теплоносителя для реакторов БН маловероятна. Для обеспечения надежного отовода тепла для привода ГЦН в течение 1 часа используются аккумуляторные батареи. Через час после аварии реактор переводится на естественную циркуляцию с охлаждением теплоносителя в штатных теплообменниках, а также через контур аварийного охлажедния, который находится как внутри корпуса реактора, так и вне его.
4. Система аварийного охлаждения высокотемпературных газовых реакторов
Т. к. теплоносителем является газ, сситема аварийного охлаждения ВГТР значиетльно проще водяных и жидкометаллических реакторов:
1. Не возможна полная утечка теплоносителя.
2. Дотстаточно высокая температура разрушения твэлов с графитовой оболочкой и высокая теплоемкость активной зоны.
3. Корпус реактора изготавливается из предварительно напряженного бетона и обладает высокой степенью надежности.
Все это делает развитие аварии, связанной с утечкой теплоносителя достаточно медленным и достаточно времени для принятия оператором решений.
Система аварийного охлаждения состоит из независимых контуров отвода тепла в корпусе реактора. При снижении мощности реактора до 1 % отвод тепла может производиться через систему охлаждения корпуса.