Статические характеристики реактора

Статическими характеристиками реактора и ЯЭУ в целом являются так называемые «усы», t,Q-диаграммы и статические характеристики парогенератора.

Данная диаграмма («усы») показывает зависимость температуры воды на входе и выходе из реактора в зависимости от уровня мощности реактора в установившемся режиме. Температура на входе в реактор определяется расходом питательной воды по 2 контуру, а на выходе — мощностью реактора. Средняя температура остаётся постоянной на любом уровне мощности вследствие работы автоматики. Это позволяет уменьшить изменения объёма теплоносителя при изменениях мощности и снизить объём компенсаторов объёма и ресиверных баллонов, а также упростить работу автоматики вследствие исключения влияния ТЭР на реактивность.

Обратим внимание на небольшой запас по температуре до срабатывания предупредительной сигнализации и аварийной защиты. Дело в том, что запас по критическому тепловому потоку также невелик.

Из графика видно, что при уменьшении расхода теплоносителя при неизменной мощности реактора температура теплоносителя на выходе из реактора будет расти, а на входе в реактор — падать, что может привести к вскипанию теплоносителя. Поэтому при уменьшении расхода теплоносителя должна быть ограничена и мощность реактора.

Изменение параметров теплоносителя и рабочего тела при их движении в парогенераторе представляют на t,Q-диаграмме, которая связывает температуру теплоносителя и рабочего тела с количеством переданного тепла от теплоносителя к рабочему телу на различных участках парогенератора.

На рисунке ниже приведена статическая характеристика парогенератора. Видно, что по мере увеличения мощности реактора увеличивается поверхность экономайзерной и испарительной частей парогенератора. Пароперегревательная часть резко сокращается при этом и температура пара падает. На малых же мощностях температура пара практически следует за изменением температуры теплоносителя на выходе из реактора.

Управление ядерным реактором

Мощность реактора определяется количеством делений ядер топлива в единицу времени и энергией E_f, приходящейся на одно деление:

N = n * v *σ_f * N_топл * V_аз * E_f = A * n, где

• n — плотность нейтронов;

• v — скорость перемещения нейтронов;

• N_топл — концентрация ядер топлива;

• V_аз — объём активной зоны;

• E_f — энергия, приходящаяся на одно деление.

Поэтому управлять мощностью реактора можно только путём изменения плотности нейтронов, или плотности потока нейтронов:

, где

l — время жизни поколения нейтронов, постоянная величина для каждого конкретного типа реактора.

Единственным параметром, изменением которого можно управлять мощностью реактора, является реактивность ρ, или коэффициент размножения К_эф.

Существует несколько теоретических способов управления мощностью реактора (реактивностью):

• управление скорости генерации нейтронов;

• управление скорости утечки нейтронов;

• управление скоростью поглощения нейтронов.

Первые два способа трудно осуществимы, на практике используют последний способ.

Возможны 3 состояния ядерного реактора в зависимости от значения реактивности, или коэффициента размножения:

• подкритическое — ρ < 0, К_эф < 1;

• критическое — ρ = 0, К_эф = 1;

• надкритическое — ρ > 0, К_эф > 1.

Рассмотрим их подробнее.