- •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
45 Глубина выгорания топлива.
Важной характеристикой работоспособности активной зоны является глубина выгорания топлива.
Существует несколько способов определения этой характеристики. Иногда глубина выгорания (kг/т) характеризуется отношением массы выгоревшею радионуклида (например, 235U) тВЫГ к загруженному топливу тТ0П
В = mвыг / mтоп
Иногда используется для этой цели отношение массы выгоревшего урана к загруженному т5 (доля первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение):
В = mвыг / m5 ∙100
Характеризуется глубина выгорания топлива и отношением количества ядер накопившихся осколков деления к обьему среды V (см3), в которой происходит деление:
где N0ck — концентрация ядер осколков деления, ядер/см3; Nдел ~ число разделившихся в среднем на два осколка ядер топлива в единице объема активной зоны, ядро/см3; mдел - масса разделившегося урана, г; V — объем топлива в активной зоне.
Но чаще всего глубину выгорания определяют как отношение выработанной тепловой энергии за время кампании реактора к массе загруженного урана В= Qк/mтоп (измеряется в МВт*сут/тU)
В= Qк/mтоп
Фактически эта величина характеризует накопление продуктов деления в граммах на тонну урана, так как деление 1,05 г урана (т.е. накопление 1,05 г продуктов деления) сопровождается освобождением энергии примерно 1 МВт*сут.
Для ВВЭР при кампании три года, с использованием частичных перегрузок один раз в год, глубина выгорания достигает значения 40 ГВт•сут/т.
В процессе работы ВВЭР наблюдаются распухание топливных таблеток из-за накопления продуктов деления и увеличение давления газообразных осколков деления на оболочку. Это ограничивает допустимую глубину выгорания.
Воспроизводство
В связи с тем что в реакторах ВВЭР используется в качестве топлива слабообогащенная двуокись урана, основу которого составляет радионуклид 238U.
Часть нейтронов, образующихся при делении 235U, захватывается ядрами 238U. При этом образуются новые радионуклиды, в том числе и изотопы плутония.
Образовавшийся плутоний принимает участие в цепной реакции деления, увеличивая тем самым запас реактивности.
Количество накапливающегося при работе реактора плутония можно оценить, если известен КВ, равный отношению количества накопленных атомов плутония к количеству всех разделившихся ядер:
Выгорание, шлакование, воспроизводство - эти процессы изменяют запас реактивности одновременно и зависят только от энерговыработки, поэтому при проведении эксплуатационных расчетов их учитывают одновременно.
В ВВЭР на компенсацию этих процессов отводится до 20-30 % запаса реактивности (запас реактивности на выгорание).
Изменение запаса реактивности по мере энерговыработки характеризуется темпом выгорания
dp/dQKi %/эф.сут,
отображающим изменение реактивности при изменении энерговыработки.
Например, значение темпа выгорания для ВВЭР-440 равно 0,03 %/эф. сут.