- •Оглавление
- •1. Реакторные измерения.
- •2 Нейтронные источники.
- •3 Период реактора. Мгновенный период.
- •4 Реактиметр. Принцип действия.
- •5 Контроль работы реактора.
- •6 Основные контролируемые параметры реактора
- •7 Системы регулирования ядерным реактором.
- •8 Система управления и защиты. Состав суз реактора ввэр-1000.
- •9 Аппаратура контроля нейтронного потока.
- •10 Какие параметры контролирует система акпн.
- •11 Состав системы акпн.
- •12 Диапазоны измерения плотности потока нейтронов на ядерном реакторе.
- •13 Градуировка нейтронных детекторов.
- •14 Принцип работы ионизационных камер для контроля потока нейтронов.
- •15 Компенсированные и некомпенсированные ик. Принцип действия.
- •16 Чувствительность ик в импульсном и токовом режимах работы.
- •17 Назначение и состав системы сврк.
- •18 Функции и контролируемые параметры системы сврк.
- •19 Внутриреакторные датчики контроля потока нейтронов. Преимущества и недостатки.
- •20 Принцип работы датчиков дпз
- •21 Датчики контроля температуры.
- •22 Схема управления яр. Регулирующие стержни и компенсирующая система.
- •23 Схема управления яр. Система аварийной защиты.
- •24 Основные характеристики неравномерности поля энерговыделения.
- •25 Методы изменения реактивности.
- •26 Регулирование реактивности стержнями.
- •27 Интегральная и дифференциальная эффективность стержней-поглотителей.
- •28 Особенности применения поглощающих стержней.
- •29 Эффективность стержня поглотителя и ее зависимость от глубины погружения.
- •30 Изменение реактивности при перемещении стержня по высоте.
- •31 Эффект интерференции стержней.
- •32 Градуировка поглотителя. Суть метода разгона.
- •33 Исполнительные органы суз.
- •34 Суз реактора ввэр-440
- •35 Суз реактора ввэр-1000
- •36 Борное регулирование реактивности реактора
- •37 Выгорающие поглотители.
- •38 Запас реактивности реактора.
- •39 Изменение запаса реактивности за кампанию. Энергоресурс, энерговыработка.
- •40 Кривая энерговыработки, темп выгорания.
- •41 Источники энерговыделения.
- •42 Энерговыделение в активной зоне и реакторных материалах.
- •43 Влияние энерговыделения на кампанию реактора.
- •44 Мощность, кампания, энергоресурс реактора.
- •45 Глубина выгорания топлива.
- •46 Основные параметры, определяющие кинетику реактора.
- •47 Пространственно-независимая кинетика.
- •48 Уравнения кинетики реактора с одной группой запаздывающих нейтронов.
- •49 Анализ уравнений кинетики реактора.
- •50 Подкритическое состояние реактора.
- •1) Спонтанное деление ядер топлива.
- •2) Нейтроны космического излучения:
- •3) Фотонейтроны.
- •4) Искусственные источники нейтронов,
- •51 Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность.
- •52 Требования безопасности при пуске реактора.
- •53 Признаки приближения к критическому состоянию.
- •54 Пуск реактора и максимальнаяскорость введения положительной реактивности.
- •55 Метод обратного умножения.
- •56 Достижение критичности на запаздывающих нейтронах.
- •57 Анализ кинетики при положительном скачке реактивности.443
- •58 Анализ кинетики при отрицательном скачке реактивности.
- •59 Кинетика реактора в энергетических режимах
- •60 Кинетика реактора в энергетических режимах
- •Эффекты реактивности
- •62 Ядерно-физический эффект.
- •63 Мощностной эффект реактивности.
- •64 Переходные процессы в реакторе при возмущении по реактивности с учетом температурных обратных связей
- •65 Модель с обратной связью по мощности реактора
- •66 Динамические процессы при вводе большой положительной реактивности
- •67 Работа реактора на мощности
- •68 Останов, остаточное тепловыделение и расхолаживание реактора
- •69 Аварии
- •70 Оптимизация топливоиспользования на аэс с ввэр.
- •71 Перегрузка ядерного топлива
- •72 Способы перегрузки ядерного топлива
- •73 Периодическая перегрузка ядерного топлива
- •74 Реальные способы перегрузки ядерного топлива
- •75 Идеальный и периодический режимы перегрузки топлива
1. Реакторные измерения.
Основными физическими измерениями в процессе эксплуатации реактора являются измерения уровня плотности нейтронов, периода и реактивности реактора.
Если плотность нейтронов в реакторе остается неизменной, то он находится либо точно в критическом состоянии, либо в подкритическом.
Введение положительной или отрицательной реактивности нарушает равновесное состояние реактора.
??? Подкритическое состояние ???
Чрезвычайно важным параметром, подлежащим постоянному контролю, является период реактора, который обратно пропорционален реактивности. В критическом состоянии, когда реактивность равна нулю, период реактора равен бесконечности. Конечное положительное значение периода свидетельствует о разгоне реактора со скоростью, определяемой избыточной реактивностью.
Из анализа переходных процессов следует, что разгон реактора идет очень быстро, если избыточная реактивность составляет величину порядка β, где β — доля запаздывающих нейтронов. При этом период в зависимости от типа реактора может составлять доли секунд.
Из определения периода реактора следует, что за это время плотность нейтронов возрастает почти втрое с последующим лавинным наращиванием. Поэтому избыточная реактивность реактора в процессе разгона ограничивается величиной ∆ρ<<β.
Поскольку р сама по себе достаточно малая величина (для реакторов на тепловых нейтронах с урановым топливом р= = 0,0064), то прямое измерение величины ∆k может стать ненадежным. Более надежным является измерение периода реактора, который изменяется в широких пределах при небольшом изменении реактивности.
Допустимая скорость разгона ограничивается минимально допустимым положительным периодом реактора.
Из условий безопасности он принимается не менее 10 с, что соответствует увеличению плотности нейтронов за это время в е раз.
Обычно при нормальных переходных режимах период реактора составляет несколько десятков секунд (30 – 60).
Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора— она должна быть практически безынерционна.
В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы.
Они одновременно служат датчиками для определения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью
Вынос детекторов за пределы активной зоны при измерении средней плотности нейтронов связан с тем, чтобы свести к минимуму влияние неравномерности поля нейтронов по объему активной зоны и его перераспределения за счет изменения изотопного состава и перемещения поглощающих стержней в процессе работы реактора.
Количество нейтронных детекторов, размещенных вокруг активной зоны, составляет от нескольких штук до десятков с параллельным подключением и усреднением сигнала, поступающего на вторичный прибор.
Учитывая специфику реактора - он может стать критическим и подкритическим при любом уровне плотности нейтронов, контроль за уровнем плотности нейтронов и его изменением следует вести как на работающем реакторе — на уровне рабочих мощностей, так и в выключенном — подкритическом состоянии, что соответствует практически нулевой мощности.
При этом плотность нейтронов в диапазоне от уровня рабочих мощностей реактора до выключенного состояния изменяется на 9—10 порядков