Реактор БН 600 Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах

Система управления и защиты (СУЗ) реактора

      Система управления и защиты (СУЗ) реактора обеспечивает измерение уровня и скорости изменения нейтронной мощности во всех диапазонах работы реактора, дистанционный контролируемый вывод реактора на заданный уровень мощности и устойчивое автоматическое поддерживание мощности на заданном уровне, автоматическое надежное прекращение цепной реакции деления при возникновении аварийного состояния в реакторе или других системах, компенсацию изменения реактивности реактора.

      СУЗ включает в себя 27 органов управления реактивностью, в том числе 19 стержней компенсации изменения реактивности, 2 стержня автоматического регулирования, 6 стержней аварийной защиты.

Система перегрузки топлива

      Система перегрузки топлива обеспечивает загрузку свежих ТВС и элементов СУЗ в реактор, выгрузку ТВС и элементов СУЗ из реактора, перестановку и разворот ТВС в реакторе.

      Комплекс механизмов и устройств системы перегрузки топлива включает в себя поворотные пробки, механизмы перегрузки, систему наведения элеваторы транспортировки ТВС и элементов СУЗ, механизм передачи сборок барабан свежих и барабан отработавших сборок, устройства управления комплексом механизмов перегрузки.

      Циркуляция натрия в реакторе организуется следующим образом. Натрий от главных циркуляционных насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по составным частям активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также подается на охлаждение корпуса реактора, внутриреакторного хранилища и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550?С в активной зоне реактора натрий поступает в промежуточные теплообменники каждой петли где подогревает натрий второго контура до 520?С и, охладившись, возвращается на всас главных циркуляционных насосов.

Система очистки натрия

      Система очистки натрия предназначена для очистки натрия от растворимых и нерастворимых примесей и индикации содержания этих примесей. Очистка осуществляется с применением холодных фильтров-ловушек.

Система пожаротушения натрия

      Помещения, где возможно истечение и возгорание натрия, оборудованы системами, предусматривающими следующие способы тушения натрия: порошковым составом; в специальных поддонах с гидрорастворами; сливом натрия в аварийные емкости с самотушением натрия в них; самотушителями в относительно герметичных помещениях без подачи азота; подачей азота в помещения с натриевым оборудованием.

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это: ВВЭР - Водо-Водяной Энергетический реактор РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный Реактор на тяжелой воде Реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром Реактор на быстрых нейтронах 2. ВВЭР - Водо-Водяной Энергетический реактор Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый, в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник./12/ Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране 1000 мегаватт (Мвт).Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рис.4. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой

Атомные станции с РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Технологическая схема энергоблока Конструкция реактора ВВЭР-1000 Первый контур Система компенсации давления Система подпитки Система управления и контроля Система аварийного охлаждения активной зоны Система очистки теплоносителя Внутренняя шахта реактора Информационные источники Корпус реактора Блок защитных труб Верхний блок реактора Компоновка реакторного отделения Активная зона реактора ТВС активной зоны Перегрузка топлива

Система управления и защиты (СУЗ) реактора

Атомные станции с реакторами РБМК 1000