- •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
50 Подкритическое состояние реактора.
Одна из важнейших операций системы управления и защиты (СУЗ) реактора - это пуск реактора.
Пуск выполняется в основном путем операций с реактором, находящимся в подкритическом состоянии, т. е. при ρ < 0, или кэф < 1.
Пуск реактора из глубоко подкритического состояния проводится посредством постепенного извлечения органов регулирования и компенсации реактивности вплоть до достижения критичности при безусловном выполнении правил ядерной безопасности в отношении скорости процесса.
Задача данного раздела — анализ характера переходного процесса при изменении степени подкритичности δkэф = kэф-1, уменьшающейся по абсолютной величине вслед за извлечением органов компенсации.
При этом наибольший интерес представляют:
характер изменения плотности нейтронов в подкритическом реакторе при изменении степени подкритичности (при введении положительной реактивности);
параметры, характеризующие переходные процессы в подкритическом реакторе и, в частности, при выводе его в критическое состояние;
связь этих параметров со степенью подкритичности.
Воспользуемся элементарным уравнением кинетики реактора в следующем виде:

q— удельная мощность источника нейтронов, н/(см3•с)
Это то же самое уравнение, что мы получали и использовали ранее, но в нем поставлен модуль и знак минус, чтобы подчеркнуть подкритичность.
Источники нейтронов в ЯР:
1) Спонтанное деление ядер топлива.
Удельная скорость спонтанного деления 238U 6, 96 дел/скг;
Удельная скорость спонтанного деления 235U в 22 раза меньше;
2) Нейтроны космического излучения:
на уровне моря Ф 6,5 10-3нейтр/см2с.
3) Фотонейтроны.
Если ядерный реактор уже работал, в нем накапливаются -активные нуклиды. При наличии в активной зоне Be или D имеет место фотонейтронная (; n) реакция на этих ядрах.
4) Искусственные источники нейтронов,
представляющие собой смесь -излучателей с нуклидами, имеющими низкий порог реакции выбивания нейтрона. Используются источники интенсивностью 106107 нейтр/с.
После внесения в подкритическую активную зону источника нейтронов плотность нейтронов увеличивается по экспоненциальному закону, стремясь при i →∞ к пределу

Такой характер переходного процесса легко объяснить. Действительно, к начальной плотности n0ист, созданной источником в момент его внесения в активную зону, в каждом цикле размножения будет добавляться
В результате» когда число циклов размножения т стремится к бесконечности, плотность нейтронов в подкритическом реакторе, где кэф<1, асимптотически приближается к пределу, представляющему собой сумму бесконечно убывающей геометрической прогрессии:

Последнее выражение называют подкритическим коэффициентом умножения нейтронов.
так как приведенное отношение показывает, во сколько раз установившаяся в подкритической активной зоне с источником плотность нейтронов превышает начальную плотность нейтронов, созданную источником в момент его внесения в данную активную зону.


Показанное на рисунке линейное увеличение плотности нейтронов в критическом реакторе не противоречит закону постоянства п при кэф=1.
Названный закон отображает внутренние свойства реактора без источника нейтронов, а на рисунке показано увеличение п/п0ист за счет нейтронов источника.
Стоит извлечь источник - (q=0), как увеличение плотности нейтронов прекратится.
К этим же выводам можно прийти, проанализировав элементарное уравнение кинетики реактора (с учетом источника), которое при кЭф = 1 имеет вид
dn/dt = q и решение п = n0 + qt.
Если представить степень подкритичности δкэф как сумму изначальной подкритичности и вводимого скачкообразно возмущения то можно записать:

Ввиду того, что δкэф и δкэф0 в подкритическом реакторе отрицательны, а знак δкэф в может быть любым, это уравнение часто записывают в виде

причем знак минус (-) перед δкэф в означает введение положительной реактивности, а знак плюс (+) — наоборот, отрицательной (для подкритического реактора).

Реально для определения времени достижения установившейся плотности нейтронов после изменения степени подкритичности принимают момент времени, когда плотность нейтронов достигает некого договоренного значения.
Обычно это 95 % установившегося значения.
Так как установившаяся плотность нейтронов в подкритическом реакторе определяется отношением
n0ист / | δкэф|
то принятое условие стабилизации процесса можно записать в виде

Отсюда
![]()
Если для простоты ограничиться случаем, когда состояние реактора близко к критическому, и пренебречь в квадратных скобках членом \δкЭф\ по сравнению с единицей, то после логарифмирования последнего равенства получим:
откуда

Откуда

Поскольку характер реальных переходных процессов во многом определяется наличием запаздывающих нейтронов, можно повысить точность вычисления tуст, заменив в расчетной формуле l на эффективное время жизни:

Из полученного равенства следует, что чем ближе критическое состояние, тем больше время стабилизации процесса. В критическом реакторе время достижения установившейся плотности нейтронов бесконечно.
Для мгновенных нейтронов подкритичность равна
![]()
При скачкообразном изменении реактивности имеет место сначала скачок подкритического потока нейтронов на мгновенных нейтронах

Время установления этого потока

Далее поток будет устремляться к Фуст со временем, определяемым временем запаздывания запаздывающих нейтронов tзап, то есть время установления подкритического потока будет определяться tзап.

Если взять среднее время запаздывания tзап=10 с, то при подкритичности δКэф = 0.01



Из этого выражения следует, что по мере приближения к критическому состоянию скорость нарастания плотности нейтронов быстро увеличивается, хотя скорость уменьшения степени подкритичности остается постоянной.
