Контроль роботи енергетичного ядерного реактора

Сторінки роботи

зміст роботи

1 Контроль роботи реактора.

Енергетичний ядерний реактор оснащений великою кількістю контрольно-вимірювальної апаратури, призначеної для оптимізації режиму та управління роботою. З цією метою ведеться як внутрішньореакторний контроль, так і вимір основних параметрів у зовнішньому контурі.

Наведемо основні параметри, що підлягають контролю та оптимізації в процесі експлуатації:

температура теплоносія на вході та виході каналами та в цілому по активній зоні;

тиск теплоносія в характерних точках як у самому реакторі, так і в зовнішньому контурі (на вході в канал і виході з каналів або активної зони, компенсаторі об'єму, сепараційних барабанах та ін.);

витрата теплоносія по каналах або загалом по активній зоні;

теплова потужність реактора;

енерговиділення за обсягом активної зони;

температура оболонок твелів (вибірково) та інших конструкційних матеріалів усередині корпусу реактора;

положення стрижнів регулювання та компенсації.

Крім вимірювань зазначених режимних параметрів проводять контроль герметичності корпусу, стану металу, герметичність оболонок твела, різноманітний дозиметричний контроль тощо.

Таким чином, на пульт управління, на якому зосереджена контрольно-вимірювальна апаратура не тільки реактора, а й блоку в цілому, надходить велика інформація. Оперативно обробити її та прийняти відповідне рішення людина просто не в змозі. Тому всі потужні блоки оснащені, принаймні, інформаційними ЕОМ, що оперативно обробляють отриману інформацію, яку оператор використовує при контролі режиму роботи. У перспективі – широкевикористання керуючих машин, які мають не лише обробляти велику інформацію, але й автоматично задавати оптимальне ведення режиму.

Важливий вид внутрішньореакторного контролю - вибірковий вимір температури оболонок твелів, деяких металоконструкцій, а графітових реакторах-температури графітової кладки. Як детектори використовуються різного роду термопари.

Слід зазначити, що методика внутіреакторних вимірювань постійно вдосконалюється. Це дозволяє не тільки надійніше і всебічно вести контроль основних параметрів, а й зменшити їх запаси до гранично допустимих значень. Останнє, зокрема, дозволило збільшити одиничну потужність реактора за збереження його габаритів.

Специфіка ядерних реакторів – оперативний контроль його теплової потужності. Її вимір по тепловому балансу дуже інерційно, а при низьких рівнях потужності воно не забезпечує необхідної точності або взагалі неможливо, коли різниця температур теплоносія мізерно мала. Теплова потужність реактора, як було показано раніше, практично пропорційна щільності потоку нейтронів. Тому для оперативного контролю середньої теплової потужності використовуються нейтронні детектори, які мають достатню чутливість і є практично безінерційними. Зазначені властивості нейтронних детекторів надзвичайно важливі та необхідні, бо щільність потоку нейтронів не треба контролювати не тільки при робочих режимах, а й у вимкненому стані, т.к. реактор може стати критичним і надкритичним за будь-якого рівня щільності потоку нейтронів, а зміна її може відбуватися надзвичайно швидко вже при порівняно невеликих відхиленнях від критичного стану.