Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок аэс - устройства управления реактором. Описание пультов управления, необходимых для выполнения лабораторных работ Пульт управления реактором

Рисунок 3.1 Пульты управления непосредственно реактором

На рисунке 3.2 представлены панели вызова пультов управления РУ и ТУ

Рисунок 3.2 Панели вызова пультов управления РУ и ТУ

Из мнемосхем управления реакторным и турбинным отделением для выполнения лабораторных работ потребуются следующие мнемосхемы. Вызов мнемосхемы осуществляется щелчком по названию соответствующей мнемосхемы.

Реакторное отделение

На рисунке 3.3 представлена мнемосхема управления реакторной установкой.

Рисунок 3.3 Мнемосхема управления реакторной установкой

На рисунке 3.4 представлена мнемосхема управления системой водообмена.

Рисунок 3.4 Мнемосхема управления системой водообмена

Турбинное отделение

На рисунке 3.5 представлена мнемосхема управления электрогидравлической системой регулирования турбоустановкой.

Рисунок 3.5 Мнемосхема управления электрогидравлической системой регулирования

На рисунке 3.6 представлена мнемосхема всей турбоустановки. Использовать ее в лабораторной работе можно только для анализа состояния турбоустановки в целом.

Рисунок 3.6. Обобщенная мнемосхема всей турбоустановки

На рисунке 3.7 представлена мнемосхема системы подогревателей низкого давления. При выполнении лабораторных работ данный пульт управления лучше не трогать во избежание срабатывания защитных систем турбоустановки.

Рисунок 3.7. Мнемосхема системы подогревателей низкого давления

На рисунке 3.8 представлена мнемосхема управления сосбственно турбиной (за исключением того, что управляется с панэли ЭГСР).

Рисунок 3.8. Мнемосхема управления сосбственно турбиной

На рисунке 3.9 представлена мнемосхема системы подогревателей высокого давления

Рисунок 3.9. Мнемосхема системы подогревателей высокого давления

На рисунке 3.10 представлена мнемосхема системы питательной воды парогенераторов.

Рисунок 3.10. Мнемосхема системы питательной воды парогенераторов

При описании выполнении каждой из трех лабоаторных работ будут описаны действия оператора и указаны необходимые мнемосхемы. При неаварийном пуске на экране появляются практически все мнемосхемы одновременно. Лишние нужно закрыть (но не свернуть).

Запуск модели энергоблока на счет выполняется с помощью FAR-коммандера в три этапа:

Запуск из командной строки начальной точки командой #RESTART.BAT 105 (перевод команды в командную строку осуществляется комбинацией клавиш Ctrl+Enter, при условии, что команда выделена курсором);

Запуск из командной строки собственно модели энергоблока АЭС командой #AUTORUN.BAT

Запуск из командной строки пультов управления командой ##runvideo.bat.

Для выполнения последней команды может не хватить ресурсов компьютера, тогда придется запускать панели вручную. (Вручную в директории MBTY\project запустить последовательно bpu.mrj, contr.mrj, ru_video.mrj и tu_video.mrj. После кажого запуска панели ОБЯЗАТЕЛЬНО запустить МВТУ кнопкой бегущего человечка до запуска следующей! ). В данном пособии правила работы с ПС МВТУ не описывются.

Страница 17 из 61

Для обеспечения возможности управления реактором на пульте оператора и панелях, размещенных в помещении блочного щита управления, имеются органы управления (кнопки, ключи) и сигнальные приборы (табло, индикаторы, сигнальные лампы).
В первую очередь это приборы, относящиеся к аварийной защите, т. е. кнопки (ключи), воздействием на которые оператор может вызвать срабатывание АЗ Обычно устанавливаются две кнопки (ключа) АЗ каждого рода, с тем чтобы выход из строя одного ключа (кнопки) не привел к непрохождению аварийного сигнала. Кроме того, эти ключи и кнопки закрываются съемными крышками во избежание ложного срабатывания защиты при случайных прикосновениях.
На панели, которая устанавливается, как правило, непосредственно за пультом оператора, размещены табло сигнализации срабатывания АЗ и первопричины срабатывания АЗ. На этой же панели размещают и индикаторы положения исполнительных органов реактора. Таким образом, оператор имеет возможность убедиться в срабатывании аварийной защиты, проследив за ее воздействием на исполнительные органы реактора.
На той же секции пульта оператора, что и кнопки (ключи) АЗ, устанавливают и приборы управления исполнительными органами реактора. К ним относятся ключи управления, кнопки выбора, индикаторные лампы или светодиоды, подтверждающие правильность выбора оператором того или иного исполнительного механизма.
Рассмотрим, как организуется управление исполнительными органами реактора на примере реактора ВВЭР-1000 V бока НВ АЭС
Как уже упоминалось, исполнительные органы этого реактора универсальные и разбиты на несколько групп. Управление отдельными приводами может осуществляться только дистанционно с пульта оператора (индивидуальное управление). В связи с тем, что количество приводов велико (от 49 до 109 в различных модификациях реактора ВВЭР-1000), выбор отдельного привода для управления осуществляется по координатам, на которые разбита активная зона реактора (рис. 6.12). Каждой координате х (16, 18, ..., 38, 40) и координате у (01, 02, ..., 13, 14) соответствует своя кнопка, установленная на пульте оператора При нажатии кнопок х и у устройства управления соответствующего привода получают команду разрешения движения. Это сигнализируется зажиганием светодиода на картограмме активной зоны реактора, имеющейся на пульте оператора. Собранная схема выбора привода может быть отключена нажатием на кнопку «Сброс», имеющуюся на пульте оператора.
Однако для начала движения исполнительного органа получения команды разрешения движения недостаточно. Необходима подача исполнительной команды «больше» или «меньше», которая подается отдельным ключом индивидуального управления, имеющимся также на пульте оператора. О том, что данный исполнительный орган начал движение, оператор может судить по показаниям индикаторов положения.
При выборе того или иного исполнительного органа для индивидуального управления он исключается из состава группы. После завершения индивидуальной работы он возвращается в состав своей группы.
Выбор для управления той или иной группы осуществляется кнопками, число которых равно числу групп С помощью ключей управления, установленных на пульте, оператор имеет возможность любую выбранную таким образом группу подключить к управлению от регулятора мощности. Одновременно он имеет возможность управлять другой выбранной группой вручную с помощью ключа группового управления.
Как при работе от регулятора мощности, так и при ручном групповом управлении в том случае, если группа дошла до НПВ или ВПВ (см. рис. 6.1), автоматически начинает движение вместе с движущейся еще одна группа. При движении вверх-это группа с номером на единицу больше номера движущейся группы, а при движении вниз-на единицу меньше. После достижения группой НКВ или ВКВ движение продолжает уже новая группа.
В тех случаях, когда реактор имеет универсальные исполнительные органы, как, например, реакторы типа ВВЭР, система СУЗ должна обеспечивать приоритетность сигналов управления, причем наивысшим приоритетом обладают сигналы АЗ, затем сигналы ручного управления и далее сигналы от СРМ.
Рядом с приборами индивидуального и группового управления исполнительными органами реактора размещают и устройства управления СРМ. С помощью этих устройств осуществляется включение СРМ в тот или иной режим, перевод с дистанционного управления органами регулирования реактора в автоматический, а также контроль за правильностью работы регулятора, его исправность. К органам управления регулятором относятся ключ «дистанционно-автоматически» и кнопки выбора режима.
Рассмотрим на примере регулятора АРМ5 работу оператора по введению его в действие. Перед включением регулятора ключ «дистанционно-автоматически» находится в положении «дистанционно».
Убедившись по сигнальным лампам, расположенным на панели регулятора, что электропитание на регулятор подано (подача электропитания осуществляется выключателями, размещенными на лицевых панелях регулятора), оператор нажимает кнопку выбора режима Н или Т.
Выбор режима С или К осуществляется только после нажатия кнопки Т. После того как зажглись сигнальные лампы выбора режима всех трех каналов, регулятор готов к работе. Оператор может перевести ключ «дистанционно-автоматически» в положение «автоматически». Включение произойдет безударно, так как регулятор отслеживает текущее значение параметра, которое становится заданным в момент перевода ключа в положение «автоматически». С помощью сигнальных ламп «больше», «меньше» трех каналов оператор может судить об исправности каждого из трех каналов регулятора. Действительно, если два канала дают одинаковые сигналы, например «больше», а третий «меньше», то это значит, что. третий канал неисправен.
Если применяемый на энергоблоке регулятор не имеет безударного включения и оснащен ручным задатчиком, то перед включением такого регулятора в работу оператор должен уравнять текущее значение параметра с заданным и только после этого включать его в автоматический режим.

Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется контролируемая, или управляемая, ядерная реакция деления .

По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Как устроен ядерный реактор на тепловых нейтронах

В типичном ядерном реакторе имеются:

  • Активная зона и замедлитель;
  • Отражатель нейтронов;
  • Теплоноситель;
  • Система регулирования цепной реакции, аварийная защита;
  • Система контроля и радиационной защиты;
  • Система дистанционного управления.

1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - защита; 4 - регулирующие стержни; 5 - теплоноситель; 6 - насосы; 7 - теплообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - конденсатор.

Активная зона и замедлитель

Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.

Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.

Делящееся вещество, или ядерное топливо, в виде таблеток помещается в герметично закрытые стержни, которые называются ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Они пронизывают всю активную зону, заполненную замедлителем нейтронов.

Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?

Дело в том, что рождающиеся после распада ядер урана-235 нейтроны имеют очень высокую скорость. Вероятность их захвата другими ядрами урана в сотни раз меньше вероятности захвата медленных нейтронов. И если не уменьшить их скорость, ядерная реакция может затухнуть со временем. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. Если на пути быстрых нейтронов разместить воду или графит, их скорость можно искусственно снизить и увеличить таким образом число захватываемых атомами частиц. При этом для цепной реакции в реакторе понадобится меньшее количество ядерного топлива.

В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны , скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.

В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D 2 O.

Отражатель нейтронов

Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов . В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.

Теплоноситель

Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.

А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.

В тяжеловодных реакторах теплоносителем служит тяжёлая вода D 2 O, а в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями - расплавленный металл.

Система регулирования цепной реакции

Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.

ρ = ( k -1)/ k ,

k = n i / n i -1 ,

где k – коэффициент размножения нейтронов,

n i - количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,

n i -1 , - количество нейтронов предыдущего поколения в этой же реакции.

Если k ˃ 1 , цепная реакция нарастает, система называется надкритическо й. Если k < 1 , цепная реакция затухает, а система называется подкритической . При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии , так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .

Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней . В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.

Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.

Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.

За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты .

Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.

Системы дистанционного управления

Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.

Реакторы на быстрых нейтронах

Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.

Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.

В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.

Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

ТВЭЛы с сырьём (обогащённым ураном-235) располагаются в активной зоне реактора. Эта зона окружена зоной воспроизводства, которая представляет собой ТВЭЛы с топливом (обедненным ураном-238). Быстрые нейтроны, вылетающие из активной зоны после распада урана-235, захватываются ядрами урана-238. В результате образуется плутоний-239. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах производится новое ядерное топливо.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими .

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами .

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

Осенью 2011 года в Объединённом институте ядерных исследований (ОИЯИ, г. Дубна) после плановой остановки вновь запущен уже модернизированный импульсный реактор на быстрых нейтронах - ИБР-2М. Короткие импульсы частотой до пяти герц с высокой плотностью нейтронов ставят его в один ряд с лучшими мировыми установками такого класса. Обновлённый реактор - это уникальный инструмент для физиков, биологов и создателей новых веществ и наноматериалов.

Реактор ИБР-2 начал работу в 1984 году. В 2006 году, без всяких замечаний, его остановили - таковы эксплуатационные правила. Когда заканчивается некий оговорённый проектом ресурс, реактор необходимо либо демонтировать, либо модернизировать, независимо от состояния оборудования. В данном случае выгорание топлива и накопленный конструкциями активной зоны флюенс нейтронов достигли пределов, которые на этапе проектирования обосновали главный конструктор и генеральный проектировщик реактора.

Реактор проектировали в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники им. Н. А. Доллежаля (ОАО «НИКИЭТ») и специализированном проектном институте (ГСПИ). В работах по модернизации, продолжавшихся около десяти лет, приняли участие Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. А. А. Бочвара (ФГУП ВНИИНМ), ПО «Маяк» и другие предприятия атомной отрасли. Сейчас оборудование реактора заменили в соответствии с новыми российскими стандартами, которые полностью отвечают стандартам МАГАТЭ. Двенадцатого октября 2011 года в 14.34 реактор ИБР-2М был запущен и достиг номинальной мощности 2 МВт. Обновлённый реактор станет работать до 2035 года. Предполагается, что исследователи из разных стран мира смогут ежегодно проводить на нём не менее ста научных экспериментов.

Импульсный реактор на быстрых нейтронах - воплощение идеи Дмитрия Ивановича Блохинцева. Первый такой реактор - ИБР-1 - запустили полвека назад, а всего в институте их было три - ИБР-1, И БР-30 и ИБР-2 (см. «Наука и жизнь» №1, 2005 г.). Реакторы предназначались для изучения взаимодействия нейтронов с атомными ядрами. С помощью пучка нейтронов можно исследовать возникающие ядерные реакции, возбуждение ядер, их структуру, то есть свойства самых разных веществ, решая при этом не только сугубо научные, но и некоторые прикладные задачи.

В книге «Рождение мирного атома» (М.: Атомиздат, 1977) академик Д. И. Блохинцев рассказывал, что в разработке теории импульсного реактора приняли участие сотрудники Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ). Они придумали устройство небольшой мощности, в котором «зажигается» управляемая цепная реакция в виде коротких импульсов, или маленьких «ядерных взрывов» с выбросом нейтронов. Блохинцев предложил конструкцию реактора с двумя активными зонами - неподвижной на статоре и быстро вращающейся на роторе. Реактор переходит в сверхкритическое состояние, когда ротор проскакивает мимо статора, и в нём на мгновение развивается мощная цепная реакция, затухающая с удалением ротора. Такую «атомную мини-бомбу» и удалось «приручить» в Дубне. Из реактора вылетают нейтроны разных энергий, от медленных (тепловых) до быстрых (высокой энергии), возникающих в виде короткого импульса сразу после процесса деления. На пути от реактора к мишени импульс растягивается, поэтому можно понять, какие ядерные реакции вызваны быстрыми нейтронами (которые прилетают первыми), а какие - медленными (приходящими позже).

После остановки ИБР-2 сотрудники Лаборатории нейтронной физики и других подразделений ОИЯИ занялись разработкой, проектированием, сборкой и отладкой всех его важных узлов. Корпус реактора, внутренние и околореакторные устройства, систему электропитания, аппаратуру систем управления, защиты реактора и контроля технологических параметров создали заново согласно современным требованиям. В реконструкцию реактора было вложено около 11 миллионов долларов.

В конце июня 2011 года в ОИЯИ Государственная приёмочная комиссия подписала акт о готовности модернизированного реактора ИБР-2М к энергетическому пуску (с выходом нейтронов), который последовал за физическим, когда проверялась только работа его узлов и механизмов, и выдала лицензию на его использование.

После модернизации реактора изменилось очень многое. Во-первых, у ИБР-2М стала компактней активная зона - шестигранная призма объёмом примерно 22 литра. Она помещена в цилиндрический корпус высотой около семи метров в двойной стальной оболочке. Максимальная плотность потока нейтронов в импульсе в центре активной зоны достигает огромного значения - 10 17 на квадратный сантиметр в секунду. Поток уходящих из активной зоны нейтронов разделяется на 14 горизонтальных пучков для проведения научных экспериментов.

В модернизированном ИБР-2 в полтора раза увеличена глубина выгорания топливных элементов реактора, выполненных из таблеток двуокиси плутония (PuO 2). Плутоний весьма редко служит основой ядерного топлива в исследовательских реакторах, в них обычно применяют урановые композиции. В ИБР-2М используется существенное преимущество плутония в сравнении с ураном: доля запаздывающих нейтронов - важная характеристика качества нейтронного источника - у плутония в три раза меньше, чем у урана, следовательно, радиационный фон между основными импульсами слабее. Высокая плотность нейтронов в импульсе, длительная эксплуатация активной зоны (за счёт кратковременного, импульсного режима работы) позволяют отнести модернизированный ИБР-2 к лидирующей в мире группе нейтронных источников.

Реактор генерирует нейтронные импульсы частотой пять герц, которую обеспечивает так называемый подвижный отражатель. Эта сложная механическая система, смонтированная рядом с активной зоной, состоит из двух массивных роторов. Они изготовлены из стали с высоким содержанием никеля и вращаются в противоположных направлениях с разными скоростями в кожухе, наполненном чистым газообразным гелием. В момент совмещения роторов у физического центра активной зоны реактора возникает нейтронный импульс. Скорость основного ротора в усовершенствованном подвижном отражателе уменьшена в два с половиной раза по сравнению с предыдущим - до 600 оборотов в минуту, благодаря чему эксплуатационный ресурс реактора увеличился с 20 до 55 тысяч часов, а длительность нейтронного импульса не изменилась.

Система охлаждения реактора состоит из трёх контуров: в первом и втором используется жидкий натрий, который перекачивают электромагнитные насосы, в третьем - воздух. Такая схема обеспечивает безопасность реактора: если один контур выйдет из строя, его отсекут аварийными вентилями. Жидкий натрий используют потому, что, если во всех контурах будет вода, сильно замедляющая нейтроны, энергия нейтронного излучения понизится. В первом контуре, трубы которого имеют двойную защитную оболочку, циркулирует радиоактивный натрий, во втором - необлучённый натрий. При аварийном отключении электричества сохранение натрия в жидком виде (выше температуры плавления 97,9°С), а значит, и охлаждение реактора надёжно обеспечат газовый нагрев.

Дубна - это фактически остров, границы которого хорошо контролируются. Кроме того, сам ОИЯИ функционирует на охраняемой территории, а ИБР-2М имеет собственный внутренний периметр физической защиты. Концепция охраняемого «ядерного острова» гарантированно защищает реактор от внешней угрозы. Если же во время работы реактора что-то произойдёт из-за действий персонала, сработает так называемая защита от дурака (fool proof system ) - никто ни сознательно, ни бессознательно не сможет причинить ему ущерб. Например, если вдруг параметры очередного нейтронного импульса отличаются от заложенных, сработает быстрая аварийная защита без вмешательства оператора. Такой контроль идёт по всему реактору, причём все системы защиты зарезервированы и продублированы. Когда из-за перебоев в электроснабжении было несколько ложных срабатываний, реактор гасили и анализировали происшествия. В интересах безопасности на реакторе используют три источника электропитания: штатное по высоковольтным линиям 110 кВ от пункта питания «Темпы», 10 кВ от Иваньковской ГЭС на Волге и от резервного мощного дизельного генератора с запасом топлива, достаточным для длительной работы. В любом реакторе необходимо в первую очередь обеспечить стабильное охлаждение активной зоны при любой аварии, чтобы избежать развития событий по японскому варианту, когда при нарушении охлаждения активной зоны произошли разгерметизация топливных элементов с частичным их расплавлением и выход продуктов деления в окружающую среду. На реакторе ИБР-2М негативные сценарии возможных аварий и их последствий достаточно хорошо продуманы, и пересматривать расчёты после японской трагедии не пришлось. Печальное событие в Фукусиме, повлекшее за собой многочисленные жертвы, показало, насколько устарели некоторые принципы безопасности, заложенные в проект этой АЭС. В наше время при строительстве атомных станций закладывают более жёсткие принципы безопасности, учитывая многие события прошлого. Сегодня, например, никто не поставит АЭС на берегу океана в высокосейсмичной зоне. Что же касается реактора ОИЯИ, то он выдержит землетрясение до семи баллов, хотя в районе Дубны вероятность землетрясения магнитудой шесть баллов - один раз в тысячу лет, а магнитудой пять баллов - раз в сто лет.

Реактор ОИЯИ эксплуатируют в режиме центра коллективного пользования - проводить на нём эксперименты могут также исследователи из других организаций. Время для работы на реакторе ИБР-2М чётко распределено: внутренние пользователи получают 35% времени, для других организаций 55% предусмотрено на обычные заявки, 10% - на срочные. Заявки рассматривают международная экспертная комиссия и ответственный экспериментатор, которые дают заключение: можно ли провести данные исследования на реакторе. Эксперименты очень дороги, поэтому их экспертиза - обычная международная практика. Модернизированный реактор открывает богатейшие возможности как для фундаментальных, так и для прикладных исследований при помощи уникальной аппаратуры, которую многие годы испытывали и совершенствовали в стенах института. Сегодня она стоит на всех четырнадцати каналах реактора, идут работы по созданию для него нового криогенного замедлителя, позволяющего менять спектр нейтронов.

Методом рассеяния нейтронов можно получать информацию об устройстве вещества на атомном и надатомном уровне, выяснять его свойства и структуру, причём это касается также биологических материалов. С помощью фурье-дифрактометра , например, можно изучать строение вещества, структуру моно- и поликристаллов, исследовать новые типы материалов - композитов, керамик, градиентных систем; возникающие в кристаллах и многофазных системах механические напряжения и деформации. Высокая проницающая способность нейтронов позволяет применять их для неразрушающего контроля напряжений в объёмных материалах или изделиях под воздействием нагрузок, облучения или высокого давления. Обычные методы не способны обнаруживать скрытые дефекты внутри бруска толщиной несколько сантиметров. Нейтронография даёт возможность обследовать материал по всему объёму и найти места напряжений, которые в процессе эксплуатации станут критическими дефектами. В геофизике нейтроны используют для изучения горных пород, и по ориентации кристаллитов в них можно восстановить картину протекавших там процессов. На реакторе уже исследовали керны пород из Кольской сверхглубокой скважины, поднятые с восьми-десяти километров. Полученные данные позволили проверить и дополнить модели тектонических процессов, проходивших в этом регионе.

На ИБР-2М изучают сложные оксидные материалы, применяемые для записи и хранения информации в системах связи и в энергетике - с колоссальным магнитным сопротивлением, сверхпроводимостью, магнитоэлектрическими эффектами, выясняя, какие механизмы лежат в основе их физических свойств на структурном уровне. Спектрометры и рефлектометры с поляризованными электронами позволяют изучать объёмные наноструктуры, в том числе многослойные; коллоидные растворы; ферромагнитные жидкости; определять структуру поверхностей и тонких плёнок толщиной до нескольких тысяч микрон, их ядерные и магнитные свойства. Спектрометр малоуглового рассеяния нейтронов благодаря щадящему характеру излучения способен исследовать биологические объекты размером до нанометра: полимеры, белки в растворе, митохондрии, мембраны. Под действием различных факторов у мембраны изменяются структура, толщина, физические свойства, проницаемость, подвижность. Все эти изменения отражаются на спектре рассеяния нейтронов и дают сведения о биологических объектах в процессе их жизнедеятельности, что невозможно сделать другими способами.

Флюенс - суммарное количество нейтронов, прошедших через удельную поверхность конструкции за весь срок службы реактора. Для всех материалов, используемых в ядерных реакторах, установлена предельная величина флюенса, превышение которой вызывает радиационные повреждения.
Фурье-дифрактометр - оптическое устройство, в котором после прохождения нейтронов через образец вначале получают распределение дифракционных максимумов, а затем путём фурье-преобразования, то есть разложения по частотам, вычисляют спектральное распределение нейтронов.

Этот моддинг не задумывался как что-то интересное. Просто мой друг попросил сделать небольшой корпус, чтобы его можно было брать с собой. Друг увлекается музыкой и компьютер нужен только для обработки музыки. Он просил сделать нечто минималистское, без особых изысков. Единственным ограничением было необходимость вписаться в определённые размеры. По этой причине первоначальных фотографий очень мало. Хотя сделать каркас аквариумного типа по силам любому самодельщику. Но в процессе работы получилось по принципу «Остапа несло» и я просто не мог остановиться на самом простом варианте, и решил сделать некое подобие военного аппарата времён СССР. Но давайте по порядку…
Передняя панель сделана из трёхмиллиметровой дюралевой пластины, окна под DVD и всё остальное делались на фрезерном станке.

На обратной стороне были закреплены термометр на микроконтроллере ATtiny 2313 и кнопки включения. Термометр будет показывать температуру процессора в реальном времени. Кнопки куплены крупные, со встроенными светодиодами, один индицирует активность винчестера, а другой включение компьютера.

Для сохранения небольших габаритов в проекте применена материнская плата формата mini-ATX со встроенной видеокартой. Больших графических способностей от компьютера не требуется. Зато процессор применён четырёхядерный и установлено четыре гигабайта памяти. Материнка заняла практически весь объём корпуса, и я оказался на грани превышения максимальных габаритов.

Чтобы не выйти за рамки размера, пришлось существенно уменьшить блок питания. Он был разобран, теплоотводы установлены более низкого профиля, вентилятор заменён на очень тонкий. В итоге блок питания мощностью пятьсот ватт занял в корпусе всего пятьдесят миллиметров.

На процессор я установил низкопрофильный радиатор с тепловыми трубками.

Винчестер крепится на противоположной стенке корпуса.

Привод DVD размещается точно по середине на дополнительных кронштейнах из алюминиевого уголка.

Предварительная сборка показала, что все детали подходят друг к другу. В качестве общего выключателя установлен мощный тумблер.

Так же пришла в голову идея подсветить днище. Для этого в нём установлены две полоски из красных светодиодов.

В этот момент мне показалось, что всё сделано. Как же я был наивен!

Вроде бы всё в порядке, скажете вы. И даже термометр работает…

И DVD открывается… Но где индикатор активности DVD-привода?

Я про него совсем забыл. Пришлось всё разбирать по новой. Но раз уж разобрал, то решил сделать подсветку лотка привода. Эту проблему решил самым простым способом: на одной из стенок закрепляется геркон, а на каретке магнит.

 

Возможно, будет полезно почитать: