- •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
49 Анализ уравнений кинетики реактора.
Изменение мощности ядерного реактора в надкритическом состоянии (Кэф>1) происходит по экспоненциальному закону
где W(t) мощность после скачка на мгновенных нейтронах от значения W0 (при = 0)
T период реактора, т. е. время в течение которого плотность потока и мощность увеличиваются в е раз.
Изменение мощности после ступенчатого изменения
В предположении одной группы запаздывающих нейтронов с учетом выражений для установившегося и переходного периодов изменение нейтронного потока во времени после скачкообразного изменения реактивности от = 0 до значения описывается выражением:
Первое слагаемое в правой части характеризует переходную составляющую нейтронного потока, а второе установившуюся.
Изменение нейтронного потока во времени при различных скачках реактивности. 1 переходная составляющая; 2 установившаяся составляющая.
Суть переходных процессов, происходящих сразу же после скачка, реактивности, заключается, в изменении доли запаздывающих (и соответственно мгновенных) нейтронов в реакторе.
Изменение реактивности вначале сказывается лишь на количестве мгновенных нейтронов, при >0 эта величина быстро, возрастает, при < 0 уменьшается.
В стационарном состоянии при = 0 на одних мгновенных нейтронах реактор будет подкритичен на величину .
При положительном скачке реактивности >>0 подкритичность на мгновенных нейтронах уменьшается до величины
При реактивности, равной доле запаздывающих нейтронов, реактор будет критичен на одних мгновенных нейтронах.
Если при > 0 с ростом реактивности установившийся период уменьшается вплоть до значения, определяемого лишь мгновенными нейтронами, то при <0 он не может быть меньше, чем время жизни наиболее долгоживущих ядер-предшественников (~ 80 c).
При равных по абсолютному значению скачках реактивности установившийся период в подкритическом состоянии больше, чем в надкритическом. Это объясняется увеличением доли запаздывающих нейтронов при <0.
Для гарантии безопасности обычно ставят более жесткое условие: <0,8эф, при котором период реактора составляет 1 с. На практике же при реактивности 0,36эф должна уже срабатывать аварийная защита (период при этом – 10 с).
Во избежание разгона реактора на мгновенных нейтронах величина высвобождаемой положительной реактивности не должна быть больше эф.
Вблизи = на изменение потока нейтронов (как в переходном, так и установившемся режимах разгона реактора) влияют и мгновенные, и запаздывающие нейтроны.
Можно утверждать лишь следующее.
При << установившийся период определяется характеристиками запаздывающих нейтронов, а переходные мгновенных.
При > запаздывающие нейтроны не играют практически никакой роли.
В реальных условиях отрицательный скачок реактивности происходит при срабатывании аварийной защиты реактора.
Положительный скачок реактивности может получиться вследствие той или иной аварийной ситуации.
В большинстве случаев реактивность изменяется приблизительно линейно. Отличительной чертой таких изменений реактивности является отсутствие начального скачка плотности нейтронов, а также интенсивное изменение n/п0 во время внесения возмущения.
Переходный процесс при высвобождении реактивности характеризуется постепенно уменьшающимся периодом, величина которого в значительной степени определяется размножением мгновенных нейтронов.