- •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.