
- •Тимофеев а. Н. Физические основы эксплуатации ядерных реакторов Обнинск
- •Ядерная энергия
- •Единицы измерения в ядерной физике
- •Модель атома Бора
- •Типы взаимодействий и радиусы их действия
- •Способы получения трансурановых элементов
- •Радиоактивный распад и деление ядер
- •Электронный захват (к-захват)
- •Примерное распределение энергии при делении ядра u235
- •Ядерные реакции
- •Возможные источники ядерной энергии
- •Выбор делящегося вещества
- •Замедление нейтронов до тепловых скоростей
- •Конструкция активной зоны
- •Цепная ядерная реакция
- •Формула четырёх сомножителей
- •Управление цепной ядерной реакцией
- •Физические процессы в ядерном реакторе
- •Выгорание ядерного топлива
- •Воспроизводство ядерного топлива
- •Шлакование ядерного топлива
- •Стационарное отравление 54Xe135
- •54Xe135 (n, γ) 54Xe136 (шлак)
- •Йодная яма (нестационарное отравление 54Xe135)
- •Способы расчёта отравления реактора Xe135
- •Расчёт отравления реактора Xe135 по графикам
- •Расчёт отравления реактора Xe135 по формуле
- •Стационарное отравление реактора Sm149
- •Расчёт стационарного отравления реактора Sm149
- •Нестационарное отравление реактора Sm149 (прометиевый провал)
- •Расчёт нестационарного отравления Sm149
- •Температурный эффект реактивности
- •Физические и теплотехнические характеристики ядерного реактора
- •Энерговыделение в активной зоне
- •1 МВт ≈ 3*1016делений u235 в секунду.
- •Температурный режим активной зоны
- •Статические характеристики реактора
- •Управление ядерным реактором
- •Подкритический реактор
- •Критический реактор
- •Надкритический реактор
- •Физические характеристики органов управления
- •Пуск реактора
- •Расчёт критического положения Характеристика методики расчёта критического положения
- •Методика расчёта критического положения и предельной высоты подъёма пкр
- •1. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от энерговыработки — .
- •2. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от отравления Xe —
- •3. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от стационарного отравления Sm —
- •4. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от нестационарного отравления Sm —
- •5. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от средней температуры теплоносителя —
- •6. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от положения стержней ар —
- •7. Определение суммарного изменения запаса реактивности —
- •8. Определение предполагаемого критического положения —
- •9. Определение предельной высоты подъёма органов регулирования —
- •10. Документальное оформление, проверка и утверждение расчёта
- •Разогрев ядерного реактора
- •Работа на энергетическом уровне
- •Остановка ядерного реактора
- •Остаточное тепловыделение
- •Особенности ядерного реактора
- •Нфи и ттп ядерного реактора
- •Определение критической загрузки
- •Градуировка органов регулирования
- •Построение дифференциальной и интегральной характеристик кр
- •Определение тэр и отравления Xe
- •Уточнение характеристик в процессе кампании
- •Обеспечение ядерной безопасности и теплотехнической надёжности активной зоны (ябр и ттназ) Потенциальная опасность ядерной энергии
- •Чем обусловлена ядерная опасность ядерного реактора
- •Основные требования по ябр и ттназ
- •Обеспечение ябр и ттназ
- •Технические средства обеспечения ябр и ттназ
- •Организационные мероприятия по обеспечению ябр и ттназ
- •Основные требования и мероприятия по обеспечению ябр и ттназ на разных этапах эксплуатации яэу
- •Ответственность персонала за соблюдение ябр и ттназ
- •Водоподготовка
- •Источники коррозии
- •Ионно-обменные фильтры
- •Приложения
Подкритический реактор
Подкритическое состояние может быть стационарным и нестационарным в зависимости от того, имеет ли место изменение потока нейтронов в реакторе или изменение эффективного коэффициента размножения нейтронов.
Рассмотрим процесс размножения нейтронов в стационарном подкритическом реакторе. Пусть в активную зону внесён источник нейтронов, создавший там плотность нейтронов nист. Через поколение эта плотность станет равной nист * Кэф, через 2 поколения — nист * (Кэф)2 и так далее. Таким образом, плотность нейтронов в подкритическом реакторе равна сумме плотностей от разных поколений:
При огромном числе поколений (i→∞):
,
или, переходя к плотности потока:
.
Как видно из этой формулы, чем больше мощность источника нейтронов и чем меньше подкритичность реактора, тем больше установившийся поток нейтронов. Так как подкритичность зависит от положения органов регулирования, то при постоянном потоке источников нейтронов каждому положению компенсаторов реактивности в активной зоне будет соответствовать свой строго определённый установившийся поток нейтронов.
В реальном реакторе источник нейтронов вносят лишь при физическом пуске, в остальных случаях используют нейтроны, образующиеся при распаде осколков деления U235 ((γ, n)-реакции на Be и D) в остановленном реакторе.
Поэтому для облегчения пуска реактора (увеличения начального потока нейтронов) в конструкции активной зоны используют Be, а D содержится в воде.
Нарастание подкритического потока нейтронов можно представить графически:
Время выхода на стационарный уровень потока нейтронов прямо пропорционально l — времени жизни поколения нейтронов и обратно пропорционально подкритичности:
.
Отсюда вытекает практическое требование обязательной выдержки времени по мере приближения КР к критическому положению.
На следующем графике представлено изменение плотности потока нейтронов в подкритическом реакторе при подъёме компенсаторов равными шагами (уменьшении ρподкрит равными шагами).
Из графика видно, что по мере приближения к критическому положению с каждым шагом перемещения компенсаторов увеличивается соответствующий скачок потока нейтронов.
Критический реактор
В критическом реакторе (Кэф = 1, ρ = 0) каждая цепочка делений, начинающаяся от источника нейтронов, спонтанного деления и вследствие распада осколков деления U235, не затухает и не разрастается. Поэтому суммарное количество делений и соответственно мощность будет расти по линейному закону.
Однако этот рост существенно меньше мощности, которой реактор обладает на энергетическом уровне. Поэтому этим приростом пренебрегают и считают, что в критическом реакторе, работающем на энергетическом уровне мощности, мощность постоянна:
Nяр = const
Однако в пусковом режиме прирост потока нейтронов сравним с имеющимся в реакторе потоком нейтронов и должен приниматься в расчёт.
При постепенном подъёме КР до критического положения (см. рис. выше) в реакторе вырабатывается определённая мощность и определённая плотность потока нейтронов. Их называют минимальной критической мощностью (МКритУМ) и критическим потоком нейтронов. Их значения зависят от исходной подкритичности реактора (перед началом подъёма КР) и имеющегося при этом потока нейтронов, но не зависят от количества шагов к критическому положению.
Следует отличать МКритУМ от минимального контролируемого уровня мощности МКУМ — того уровня мощности, который надёжно контролируется пусковой аппаратурой. Для обеспечения надёжного пуска реактора МКритУМ должен быть выше МКУМ.