Статьи Быстрые - шаг вперёд к технологии вывода Блок с БН-600 продлён до 2040 года На Ленинградской АЭС завершились испытания ТУК для перевозок ОЯТ ВВЭР-1200 Китай - планы по гибридной станции ЛАЭС-8 - залит первый бетон Индия - Rajasthan-7 в сети БФС-1 - физпуск критсборки для МОКС в ВВЭР-С ЧМЗ - рекорд по производству оболочек Россия и Мьянма подписали МПС по АСММ Ленинград-6 - начался монтаж статора генератора Документы Генсхема-2042 (утверждённый вариант) Интервью  Вячеслав Шершаков Конференции TerraPower получила разрешение на подготовительные работы на площадке Natrium в штате Вайоминг В мире статус действующего имеют 417 блоков, статус строящегося 62 блока - PRIS В Димитровграде пройдёт молодёжная конференция специалистов предприятий Росатома и ФМБА России по развитию ядерных технологий 16-17 апреля 2025 года ОКБ ГИДРОПРЕСС проведёт XXV Международную конференцию молодых специалистов В Москве отметили 125-летие со дня рождения Н.А.Доллежаля |
 Анализ показаний аппаратуры нейтронного потока в режимах со срабатыванием ускоренной предупредительной защиты для реакторных установок с реактором ВВЭР-1000
Ускоренная предупредительная защита (УПЗ) служит для быстрой разгрузки блока до уровня мощности 40-50%. Её работа состоит в быстром введении в активную зону реактора одной группы органов регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ).
Сигнал на срабатывание УПЗ возникает в случае отказа в работе определённого оборудования (при отключении одного из двух турбопитательных насосов, при закрытии стопорных клапанов турбины, при обесточивании двух из четырёх главных циркуляционных насосов).
При помощи программного комплекса (ПК) ТРАП-КС на примере переходного процесса с отключением одного ТПН для третьей топливной загрузки 2 блока Хмельницкой АЭС на момент кампании 270 эффективных суток анализируются причины срабатывания аварийной защиты по уменьшению периода разгона реактора, возможность используемых моделей правильно оценивать показания уровня нейтронного потока и периода реактора в АКНП-И.
 Внереакторная система контроля энергораспределения и параметров РУ в системе управления и защиты реакторов типа ВВЭР
В процессе наблюдения и анализа параметров работы РУ было выяснено, что существенное влияние на изменение нейтронного потока в каналах ИК, а соответственно и на величину нейтронной мощности, оказывают неравномерность энергораспределения по высоте активной зоны, температура теплоносителя в опускном участке реактора, положение групп органов регулирования и мощность реактора.
При проведении анализа работы реактора 5-го блока Нововоронежской АЭС было подтверждено, что от влияния этих факторов в динамике разница между тепловой и нейтронной мощностью реактора может достигать 17%. Для исключения этой погрешности осуществлена коррекция показаний мощности на коэффициенты, учитывающие влияние этих параметров.
Был также реализован алгоритм вычисления значений локальных параметров РУ - запаса до кризиса теплообмена и максимального линейного энерговыделения с возможностью формирования сигналов предупредительной защиты.
| |
