- •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
44 Мощность, кампания, энергоресурс реактора.
Мощность реактора определяется энерговыделением в единицу времени в его активной зоне. В свою очередь, скорость энерговыделения зависит от числа делений ядер топлива и, следовательно, плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих эти деления.
Мощность реактора связана со средней плотностью потока тепловых нейтронов соотношением:
где N — мощность реактора, кВт;
Фт — средняя плотность потока тепловых нейтронов в топливе, н/(см2 -с);
af — эффективное сечение деления 2 3 5 U, см2;
N5 - концентрация ядер 2 35 U, см-1;
V - объем активной зоны, см3.
Кампания реактора — это время, в течение которого активная зона может работать на номинальной мощности с одной и той же загрузкой. Определяется кампания запасом реактивности и кончается при полном удалении из активной зоны борной кислоты, когда цепная реакция прекращается.
Способность реактора выработать за время кампании определенное количество энергии характеризует его энергоресурс (энергозапас) - QK. Использованную часть энергоресурса называют энерговыработкой реактора.
Если реактор в течение определенного времени работал на различных уровнях мощности, то его энерговыработка Qвыр равна сумме энерговыработок на каждом уровне мощности.
Кампанию и энергоресурс реактора иногда выражают в эффективных сутках, т. е. в сутках работы на номинальной мощности. Одни эффективные сутки для ВВЭР-1000 соответствуют энерговыработке 3000*24 = 72 ГВт*сут. Для перевода энерговыработки в эффективные сутки следует использовать соотношение:
Количество загруженного делящегося топлива в ядерном реакторе при его работе непрерывно уменьшается за счет деления ядер 235U и радиационного захвата ими нейтронов. Этот процесс называют выгоранием топлива.
Выгорание связано с энерговыработкой линейной зависимостью:
mвыг5 = 1,23 • N t
где твыг — масса выгоревшего 235U, г; 1,23 — расход топлива в граммах, соответствующий энерговыработке в 1 МВт•сут, с учетом потерь энергии, радиационного захвата нейтронов и деления 235U; N — мощность реактора, МВт; t, — время работы реактора на мощности N, сут.
Основная часть расхода топлива определяется количеством разделившихся ядер 235U за определенное время работы реактора на мощности. Масса разделившихся ядер в граммах за время t работы реактора на мощности N, т.е. при энерговыработке Q = Nt, равна
m5дел = 1,05 • Nt = 1,05 Q,
где 1,05 — масса 235U в граммах, разделившегося при энерговыработке 1 МВт • сут.
В связи с выгоранием 235U уменьшается кэф, а следовательно, реактивность и запас реактивности. Изменение запаса реактивности за счет выгорания — длительный процесс. Он зависит только от энерговыработки реактора.
Воспроизводство и отравление
При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди них делящиеся ядра 239Ри, 241Ри. Процесс накопления последних называется воспроизводством делящегося материала.
При делении топлива образуется около 200 нуклидов — продуктов (осколков) деления.
Некоторые ядра, образующиеся при делении урана и плутония, имеют большие сечения поглощения тепловых нейтронов.
IIoглощение нейтронов теми из них, сечение поглощения которых очень велико, а концентрация которых сравнительно быстро достигает равновесной, называется отравлением реактора.
Основная масса образующихся ядер, называемая шлаками, имеет сечение поглощения тепловых нейтронов не больше, чем сечение деления топлива.
В процессе накопления шлаков (при работе реактора) запас реактивности уменьшается.
Это уменьшение запаса реактивности вследствие поглощения тепловых нейтронов шлаками называется шлакованием реактора.
Процесс шлакования так же, как и выгорания, медленный, связанный только с кампанией (энергонаработкой) реактора.
При эксплуатации реактора разделить процессы выгорания и шлакования невозможно.