- •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
38 Запас реактивности реактора.
Энергетический ядерный реактор создаётся для работы на расчётной (номинальной) мощности в течение довольно длительного времени, называемого кампанией активной зоны реактора.
Это означает: в течение всей кампании реактор должен оставаться критичным.
Представить себе, как создаётся первое критическое состояние реактора: активную зону реактора постепенно заполняют тепловыделяющими сборками до тех пор, пока в ней не начнётся самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
В этом случае говорят, что в активной зоне набрана первая критическая масса.
Для длительной работы реактора необходимо загружать в его активную зону топливо сверх критического его количества.
Но просто так этого делать нельзя: как только вы загрузите в активную зону некоторое сверхкритическое количество топлива и реактору будет сообщена положительная реактивность величиной bэ = 0.0064, - реактор станет неуправляемым.
Поэтому загружать сверхкритическое количество топлива в реактор следует с одновременной загрузкой в активную зону компенсирующих поглотителей, которые потому так и названы, что служат для компенсации возникающей положительной реактивности при загрузке в активную зону топлива сверх критического его количества.
Этот компенсирующий поглотитель может быть в виде
подвижные группы стержней,
неподвижно размещаемые в активной зоне твёрдые стержни с выгорающим поглотителем, борная кислота, добавляемая в воду первого контура.
Процесс загрузки сверхкритического количества топлива в активную зону всегда должен сопровождаться синхронным введением в активную зону соответствующих количеств компенсирующих поглотителей.
Общий запас реактивности реактора - это та величина положительной реактивности, которая создаётся за счёт загрузки в активную зону сверхкритического количества ядерного топлива и одновременно нейтрализуется введением в активную зону компенсирующих поглотителей и предназначается для обеспечения требуемой кампании реактора.
Общий запас реактивности - это та величина положительной реактивности, которая могла бы быть высвобождена сразу при мысленном (и только при мысленном!) удалении из активной зоны всех компенсирующих поглотителей.
В величине общего запаса реактивности должна быть такая его часть, которая позволяла бы оператору (или системе автоматики) быстро реагировать на любые быстропротекающие изменения реактивности реактора и компенсировать их с целью поддержания критического режима работы реактора на заданном уровне мощности.
Часть общего запаса реактивности, компенсируемая одними подвижными поглотителями регулирующей группы, называется оперативным запасом реактивности.
Величина общего запаса реактивности в продолжение всей кампании активной зоны реактора, уменьшается, но в любой момент кампании она складывается из оперативного запаса реактивности и запасов реактивности, компенсируемых неподвижными (выгорающими) поглотителями, и органами компенсации реактивности (жидким поглотителем, борной кислотой в воде, содержащейся в объёме активной зоны реактора):
rз общ(t) = rз оп(t) + rз вп(t) + rз ж(t)
В отечественных реакторах типа ВВЭР введено борное регулирование, позволяющее величину оперативного запаса реактивности постоянно поддерживать в пределах, гарантирующих ядерную безопасность реактора.
В режимах нормальной эксплуатации в активную зону частично опущена только регулирующая группа с физическим весом, меньшим величины bэф, остальные девять групп поглотителей полностью извлечены из активной зоны.
Остальная часть общего запаса реактивности компенсируется выгорающими поглотителями и, главным образом, борной кислотой в теплоносителе.
К тому же, введение или выведение борной кислоты в воду первого контура практически не изменяет форму нейтронного поля в реакторе, поскольку она в объёме активной зоны распределяется равномерно.
Величины и общего и оперативного запасов реактивности в процессе эксплуатации реактора изменяются благодаря изменениям потерь реактивности в следующих физических процессах:
выгорание ядерного топлива ;
шлакование ядерного топлива;
воспроизводство ядерного топлива;
выгорание выгорающих поглотителей;
отравление реактора;
изменение концентрации борной кислоты в воде 1 контура;
температурные изменения реактивности.
Величины и общего и оперативного запасов реактивности в процессе эксплуатации реактора изменяются благодаря изменениям потерь реактивности в следующих физических процессах:
выгорание ядерного топлива ;
шлакование ядерного топлива;
воспроизводство ядерного топлива;
выгорание выгорающих поглотителей;
отравление реактора;
изменение концентрации борной кислоты в воде 1 контура;
температурные изменения реактивности.
С точки зрения экономики реактора, а также его безопасности, наиболее благоприятной является минимальная величина ОЗР.
В этом случае, с одной стороны снижается «непродуктивное» поглощение нейтронов стержнями СУЗ (которые могли бы быть затрачены на деление делящихся изотопов, то есть производство энергии), а с другой — уменьшается риск внесения существенной положительной реактивности из-за непредвиденного извлечения поглощающего стержня СУЗ.
В настоящее время при проектировании реакторов считается целесообразным предусматривать по возможности низкий ОЗР.
Нейтронно-физические характеристики уран-графитовых реакторов и реакторов с тяжеловодным замедлителем (например УГР поколения 3+ МКЭР или CANDU) позволяют добиться весьма низкого ОЗР.
Низкий ОЗР характерен также для реакторных установок с быстрым спектром нейтронов, таких как БРЕСТ.