- •На вопросы Государственных Экзаменов
- •«Ядерные реакторы» (общий раздел)
- •«Аэс» (общий раздел)
- •«Эксплуатация аэс» (специальный раздел)
- •«Ядерные реакторы» (общий раздел)
- •Определение энергетического ядерного реактора. Классификация ядерных реакторов.
- •Критическое, надкритическое, подкритическое состояния реактора. Критическая масса.
- •Уравнение баланса тепловых нейтронов. Эффективный коэффициент размножения нейтронов.
- •Виды ядерных реакций. Сечения реакций. Микроскопические и макроскопические сечения. Физический смысл. Зависимость сечений от энергии.
- •Типичная зависимость сечений деления от энергии
- •Разделение нейтронов по энергиям. Понятие об энергетическом спектре нейтронов в реакторе.
- •Замедлители. Требования, предъявляемые к замедлителю. Замедляющая способность. Коэффициент замедления. Характеристики замедлителей.
- •Зависимость размножающих свойств реактора от замедлитель-уранового отношения.
- •Управление ядерным реактором. Понятие реактивности. Поведение реактора при скачке реактивности. Понятие о мгновенной критичности реактора.
- •Понятие реактивности
- •Период реактора. Зависимость периода реактора от времени жизни поколения нейтронов.
- •Запаздывающие нейтроны, их предшественники. Доля и среднее время жизни запаздывающих нейтронов.
- •Требования к материалам, используемым в органах управления и защиты реактора.
- •Бор и его характеристики как поглотителя в сравнении с другими материалами.
- •Выгорание ядерного топлива. Глубина выгорания. Запас реактивности на выгорание топлива.
- •Выгорающие поглощающие элементы.
- •Кампания реактора. Шлакование и отравление реактора.
- •Зависимость относительной концентрации Xe135 после останова реактора от времени.
- •Зависимость от времени отрицательной реактивности, обусловленной 149Sm, во время работы реактора, его остановки и последующего пуска.
- •Воспроизводство ядерного топлива. Понятие о коэффициенте воспроизводства и времени удвоения.
- •Требования к конструкции активной зоны и ее характеристики.
- •Топливные материалы. Требования, предъявляемые к топливным материалам.
- •Конструкционные материалы ядерного реактора. Основные требования, предъявляемые к конструкционным материалам.
- •Действие реакторных излучений на топливо и конструкционные материалы.
- •Физические особенности реактора ввэр.
- •Физические особенности реактора рбмк; изменения, внесенные после Чернобыльской аварии.
- •20. Более подробно, модернизация суз и эффекты реактивности
- •Исходная конструкция суз рбмк была неудачной в части стержней рр.
- •Физические характеристики рбмк до 1986
- •Мероприятия по повышению безопасности ру рбмк (1 блока лаэс)
- •Некоторые физические и динамические характеристики a3 ру рбмк (после реконструкции)
- •Физические характеристики реактора рбмк до установки кро
- •Физические характеристики реактора после установки 25 кро
- •Реактор на быстрых нейтронах. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах. Роль быстрых реакторов в атомной энергетике.
- •Цели и принципы обеспечения безопасности аэс; главные функции безопасности.
- •Фундаментальные принципы.
- •Отказы по общим причинам.
- •Стратегия глубокоэшелонированной защиты.
- •Принципы обеспечения надежности систем безопасности.
- •Классификация систем безопасности
- •Принцип единичного отказа, его применение при проектировании и эксплуатации аэс.
- •Вероятностный анализ безопасности, основные положения.
- •Культура безопасности.
- •Основные вопросы культуры безопасности
- •1)Приверженность
- •2)Использование процедур
- •3)Принятие консервативных решений
- •4)Культура отчётности
- •5)Борьба с небезопасными действиями и условиями
- •6)Познавательная организация
- •7)Фундаментальные вопросы (информация, чёткие приоритеты и организация)
- •Реакторная установка ввэр-1000. Состав, схема, технические характеристики.
- •Реакторная установка ввэр-1000.
- •Реакторная установка рбмк-1000. Состав, схема, технические характеристики ру. Реактор рбмк (см рисунок ↓)
- •Принципиальная схема энергоблока
- •Упрощенная тепловая схема установки рбмк-1000 Обозначения:
- •«Аэс» (общий раздел)
- •Начальные параметры рабочего тела одноконтурной яэу с реакторами рбмк.
- •Начальные параметры рабочего тела двухконтурной яэу с реакторами типа ввэр.
- •Начальные параметры трехконтурной яэу с реактором бн-600.
- •Выбор и обоснование конечных параметров.
- •Система компенсации давления ру ввэр-1000; назначение, состав, принцип работы.
- •Система подпитки-продувки ру ввэр-1000; назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийного охлаждения активной зоны ввэр-1000 – пассивная часть. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийного и планового расхолаживания ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийного ввода бора ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Спринклерная система ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийной питательной воды парогенераторов блока ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система продувки и дренажей парогенератора ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Паропроводы острого пара двухконтурной яэу и защита пг и второго контура от превышения давления.
- •Защитные устройства
- •Газовый контур рбмк-1000. Назначение, состав, принцип работы
- •Система продувки и расхолаживания рбмк-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Связь сПиР с кмпц рбмк-1000
- •Система аварийного охлаждения реактора рбмк-1000. Назначение, состав, принцип работы Система аварийного охлаждения реактора рбмк-1000 I поколения (саор I).
- •Система аварийного охлаждения реактора рбмк-1000 II поколения (саор II).
- •Системы локализации аварий рбмк-1000 II поколения (сла II).
- •1. Разрыв в помещении нижних водяных коммуникаций.
- •2. Авария а помещениях ппб.
- •3. Аварии с разрывом трубопроводов в помещениях бс.
- •Конденсационная установка. Назначение, состав и принципиальная схема
- •Необходимость отсоса неконденсирующихся газов из конденсатора.
- •Назначение и схема включения основных и пусковых эжекторов
- •Система технического водоснабжения. Типы систем технического водоснабжения. Основные потребители технической воды.
- •Влияние температуры охлаждающей воды и кратности охлаждения на давление в конденсаторе
- •Включение конденсатных насосов и боу в схему яэу. Конденсатные насосы и боу ввэр
- •Конденсатоочистка рбмк-1000. Блочная очистная установка рбмк-1000 (боу). Конденсатные насосы рбмк-1000. Cхема включения.
- •Система основного конденсата. Схемы слива конденсата греющего пара, их сравнение между собой.
- •Схемы слива конденсата греющего пара
- •Деаэратор, назначение, типы деаэраторов, принцип термической деаэрации. Схема обвязки деаэратора.
- •Назначение деаэрационной установки.
- •Способы деаэрации воды и конструктивное выполнение деаэраторов.
- •Конструкция деаэрационой колоны (рбмк).
- •Описание процесса деаэрации.
- •Система питательной воды на примере ру ввэр-1000.
- •Испарители в схемах аэс. Испаритель высокоминерализованных вод
- •Испаритель рбмк-1000 (2шт. Параллельно).
- •Системы вентиляции аэс. Задачи, принципы проектирования. Системы вентиляции
- •Требования к cпецвентиляции
- •Основные правила проектирования спецвентиляции
- •Особенности вентиляции гермообъемов
- •Система вытяжной вентиляции го
- •Упрощенная схема системы вытяжной вентиляции
- •Обращение с газообразными радиоактивными отходами, получающимися в результате технологических сдувок.
- •Контролируемый уровень выбросов в атмосферу за сутки гБк (Ku)
- •Теплоносители, их свойства, требования к ним.
- •Вода (h2o, d2o)
- •Газообразные теплоносители
- •Жидкие металлы
- •Органические соединения
- •Обращение с жидкими радиоактивными отходами.
- •Принципы обращения с жро
- •Системы для обращения с жро
- •Обращение с жро
- •Переработка органических жидкостей
- •«Эксплуатация аэс» (специальный раздел)
- •1. Государственное регулирование безопасности аэс при эксплуатации.
- •3) Надзор
- •Эксплуатирующая организация, ее функции, права, ответственность.
- •Ответственность и обязанности эксплуатирующей организации по обеспечению безопасности ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения.
- •Обязанности эксплуатирующей организации по защите объектов использования атомной энергии, населения и окружающей среды при аварии на ядерной установке, на радиационном источнике или в пункте хранения.
- •Порядок подготовки оперативного персонала к самостоятельной работе. Способы и сроки проверки знаний и навыков оперативного персонала аэс.
- •Проектные пределы и условия, их роль при эксплуатации аэс.
- •Статические характеристики энергоблоков с реакторами ввэр, рбмк и бн.
- •Статические характеристики блоков рбмк.
- •Для реакторов типа ввэр могут использоваться следующие виды статических характеристик регулирования:
- •Статические характеристики бн
- •Автоматическое регулирование мощности энергоблоков типа ввэр в зависимости от режима его работы в энергосистеме.
- •Необходимость и порядок определения тепловой мощности реактора и кпд энергоблока
- •Тепломеханические напряжения, их природа и влияние на эксплуатационные режимы.
- •Зависимость температурных напряжений внутренней поверхности стенки от времени
- •Влияние на эксплуатационные режимы процессов, связанных с ксеноновым отравлением, ксеноновые колебания.
- •Зависимость относительной концентрации Xe135 после останова реактора от времени.
- •Изменение концентрации Xe135 в переходных режимах реактора.
- •10. Процессы в твэлах и их влияние на эксплуатационные режимы.
- •11. Закономерности изменения нейтронного потока (мощности) при выводе реактора из подкритического состояния. Меры безопасности, предписываемые нормативными документами.
- •Меры безопасности, предписываемые нормативными документами.
- •12. Подготовка к пуску и пуск турбогенератора.
- •1 Этап. Подготовка к пуску (после ремонта)
- •2. При толчке и развороте тг:
- •3. Перед синхронизацией:
- •3. Нагружение турбогенератора:
- •13. Пуск энергоблока типа ввэр после перегрузки. Основное содержание этапов пуска блока ввэр-1000
- •14. Вывод реактора типа ввэр из подкритического состояния
- •15. Пуск энергоблока типа рбмк после капитального ремонта
- •Основное содержание этапов пуска блока с реактором рбмк.
- •16. Градуировка стержней суз.
- •Методы калибровки
- •Построение дифференциальной и интегральной характеристик
- •17. Останов энергоблока типа ввэр-1000 на перегрузку
- •4. В работе 1 канал системы расхолаживания 1 контура.
- •5. В пг уровень воды – 3700 мм.
- •18. Состав и условия работы энергосистем и требования с их стороны к маневренным характеристикам аэс, с чем связаны эти требования.
- •Участие аэс в покрытии графиков электрических нагрузок
- •19. Маневренные характеристики энергоблоков с реакторами разного типа.
- •20. Перегрузка реакторов типа ввэр (технология, механизмы, безопасность)
- •Перегрузочная машина ввэр
- •Работа перегрузочной машины.
- •21. Перегрузка реакторов типа рбмк (технология, механизмы, безопасность)
- •22. Перегрузка реакторов типа бн (технология, механизмы, безопасность)
- •Вопросы безопасности.
- •23. Требования к водно-химическому режиму контуров аэс ввэр и рбмк. Влияние вхр на условия эксплуатации. Чем определяется различие вхр ввэр и рбмк.
- •Нормы качества теплоносителя при работе реактора на энергетических уровнях мощности
- •Нормы качества теплоносителя первого контура и воды бассейнов выдержки и перегрузки топлива при нахождении энергоблока в
- •Водно-химический режим рбмк.
- •Водно-химический режим рбмк.
- •24. Пуско-наладочные работы на первом контуре блока типа ввэр (требования к готовности к моменту начала работы, этапы работы, критерии завершения). Требования к готовности реакторной установки
- •Этапы пнр
- •25. Физический пуск реактора, его задачи. Порядок набора критмассы, организационные и технические меры безопасности.
- •Определение критической загрузки
- •Для проведения физпуска должна быть подготовлена следующая документация:
- •26. Эффекты реактивности и их измерения при физпуске и энергопуске реактора ввэр. Определение температурного и мощностного эффектов и коэффициентов реактивности
- •27. Энергопуск блока: цель, разделение на подэтапы, основные испытания и исследования, обеспечение безопасности.
- •Освоение мощности энергоблока
- •28. Технико-экономические показатели, характеризующие качество эксплуатации энергоблока. Пути повышения технико-экономических показателей аэс при эксплуатации.
- •29. Режимы аэс, связанные с нарушениями нормальной эксплуатации: причины нарушений, их классификация, требования к режимам, реализующимся с большой вероятностью (ожидаемым при эксплуатации).
- •Сброс нагрузки одним или двумя турбогенераторами. Общие положения
- •Общая характеристика переходного процесса
- •Отключение одной турбины
- •Сброс нагрузки двумя турбинами
- •Разрыв паропровода.
- •1) Процесс при разрыве паропровода одного пг
- •2) Процесс при разрыве главного парового коллектора
- •30. Общие принципы обращения с радиоактивными отходами на аэс. Обращение с твердыми радиоактивными отходами аэс.
- •Твёрдые радиоактивные отходы
Зависимость относительной концентрации Xe135 после останова реактора от времени.
Уменьшение реактивности реактора после его остановки, обусловленное отравлением ксеноном, называется йодной ямой, т.к. причиной этого эффекта является β – распад 135I. Максимальная глубина йодной ямы при Ф ~ 5·1014 н/см2·с достигается через ~ 10 часов после остановки.
Чтобы избежать попадания в йодную яму вновь пускать реактор следует в возможно короткий срок после его остановки и при наличии достаточного запаса реактивности для компенсации отрицательной реактивности.
При отсутствии необходимого запаса реактивности реактор может быть пущен вновь не ранее чем через 20-40 часов (время выхода из йодной ямы, т.е. время распада 135Xe до приемлемого уровня), в зависимости от потока нейтронов в реакторе перед его остановкой (от 1013 до 1014 н/см2·с). При потоке менее ~ 5∙1012 н/см2·с йодная яма практически отсутствует.
Заметим, что существуют специальные режимы работы реактора перед его остановкой, позволяющие значительно уменьшить глубину йодной ямы.
Явление подобно йодной яме, но значительно меньших масштабах и объясняемое тем же самым физическим механизмом, возникает при переходе с большего уровня мощности на меньший. При переходе с меньшей мощности на большую наблюдается эффект обратный йодной яме - концентрация 135Xe вначале уменьшается, что объясняется большим его выгоранием на больших потоках нейтронов, и только через некоторое время (~ 10-15 часов) начинает увеличивается.
Изменение концентрации Xe135 в переходных режимах реактора.
10. Процессы в твэлах и их влияние на эксплуатационные режимы.
Суть проблемы.
Важность обеспечения надежности работы твэлов и, в первую очередь, герметичности их оболочек, как известно, связана с тем, что именно в твэлах сосредоточены радиоактивные продукты деления. Целостность топливной матрицы (первого физического барьера на пути выхода радиоактивности во внешнюю среду) и гарантированная герметичность оболочек (второго барьера) предотвращают ВЫХОД радиоактивных осколков из твэлов и обеспечивают радиационную безопасность АЭС.
Процессы, влияющие на работоспособность твэлов.
В процессе работы любого реактора в твэлах идут процессы, влияющие на их состояние и работоспособность. Эти процессы приходится учитывать при проектировании твэлов и разработке эксплуатационных режимов энергоблоков. Число разных факторов, влияющих на работоспособность твэлов, достаточно велико. К учитываемым процессам и явлениям относятся:
для циркониевых оболочек - вязкоупругопластическая деформация, анизотропия пластических свойств, термические напряжения, изменение механических свойств под действием облучения, накопление коррозионных повреждении при наличии растягивающего напряжения; для топливного сердечника - вязкоупругопластическая деформация. перестройка структуры, распухание, трещинообразование, изменение механических свойств под действием облучения.
Кроме того, на эти процессы влияет нестационарность температурного поля.
Распухание топлива.
В первую очередь ,необходимо отметить деление ядер горючего и соответственно накопление в топливе осколков деления с большим объемом, чем объем исходного материала. Вследствие этого происходит распухание делящегося материна и увеличение его объема. Для диоксида урана это увеличение составляет примерно 3% на каждый процент разделившихся ядер. Распухание делящегося материала после достижения контакта топлива с оболочкой приводит к возникновению растягивающих напряжений в последней, что при определенных накоплениях осколков, соответственно росте объема и напряжений, может приводить к деформации и разрыву оболочки.
При наличии зазора топливный стержень и оболочка пол действием облучения, среды и температуры изменяются независимо друг от друга. Когда же топливо и оболочка находятся в тесном контакте, сказывается взаимное влияние. Если оболочка прочная, она может сжать топливо и уменьшить или вообще подавить распухание. При этом осколки деления заполняют поры, существовавшие в топливе. Эти явления особенно четко прослеживаются при температуре топлива выше половины температуры плавления его.
Массоперенос.
Под действием нейтронного облучения и радиально направленного теплового потока в сердечнике твэла происходит перестройка его структуры. Макро- и микроструктурные изменения, происходящие в диоксиде урана, зависят от режима облучения - флюенса нейтронов, выгорания, температурного уровня, температурного градиента по радиусу таблетки горючего, времени облучения и т.д. Под действием этих факторов может происходить рекристаллизация диоксида урана, полное или частичное плавление, перенос массы в радиальном пли осевом направлении. В частности, при высоких градиентах температуры (а в твэлах ВВЭР-1000 они достигают 300-350°С/мм) в компактной спеченной таблетке из диоксида урана возникают радиальные трещины. В результате массопереноса «залечивается» часть образовавшихся трещин и уменьшается или вообще исчезает радиальный зазор между оболочкой и топливным стержнем Поэтому исходный зазор между ними может исчезнуть еще до контакта из-за распухания стержни, вызванного накоплением осколков деления. Характерное время этого процесса, обычно указываемое в литературе, составляет около 30 суток.
Влияние газов и летучих продуктов деления.
На надежность твэлов влияют газообразные и летучие продукты деления. С одной стороны, выход их в газовые зазоры повышает давление под оболочкой, что создает опасность ее разрушения. Необходимо помнить также о термическом сопротивлении зазора между топливом и оболочкой. Выход осколков деления значительно ухудшает теплопроводность газовой прослойки, заполняемой при изготовлении твэлов гелием, из-за накопления в ней слабо проводящих тепло газов - ксенона и криптона. Это. в свою очередь, ведет к дальнейшему повышению температуры топлива. Доля газовых осколков, выходящих из топлива, резко возрастает с ростом температуры. Она составляет единицы процентов при температурах до 1500-1600 С и более 60% (по другим источникам - до 100%) при температуре плавления. Выход осколков увеличивается также с ростом выгорания топлива. Поскольку концентрация указанных агрессивных продуктов деления в твэле со временем увеличивается, то коррозионное растрескивание материала оболочки более вероятно при высоких возгораниях топлива.
Режимы работы твэлов
С точки зрения обеспечения работоспособности твэлов, все переходные режимы РУ можно разделить на три основных вида.
- скачок мощности, когда повышение мощности следует за длительным периодом эксплуатации РУ на пониженном уровне мощности и осуществляется со скоростью, намного превышающей скорость релаксации напряжений в топливном сердечнике за счет ползучести диоксида урана;
- восстановление мощности после кратковременной работы (меньшей времени «приработке») на пониженном уровне или после остановки реактора:
- циклические изменения мощности, характеризующиеся изменением последней в примерно одних и тех же пределах с небольшим по времени (меньшим времени «приработки») и одинаковым периодом.
