- •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
47 Пространственно-независимая кинетика.
Вывод простейших уравнений, описывающих поведение реактора во времени, основан на предположении о том, что реактор является однородным и что все нейтроны составляют одну энергетическую группу.
Уравнения баланса для плотности нейтронов и для предшественников запаздывающих нейтронов:
Записанные выше уравнения можно также вывести, исходя непосредственно из уравнения Больцмана и не делая предположения об однородности реактора.
При выводе разных форм уравнений кинетики используют следующие выражения для Кэф и Кизб:
время жизни поколения нейтронов:
Подставив эти выражения в уравнения в исходные уравнения, можно записать:
Несколько иной подход основан на следующих определениях:
Тогда можно получить такую форму уравнений:
Если ввести следующие определения:
–реактивность, выраженная в эф , то уравнения кинетики примут вид:
48 Уравнения кинетики реактора с одной группой запаздывающих нейтронов.
Для выяснения поведения нейтронов во времени достаточно воспользоваться одной группой запаздывающих нейтронов, имеющих суммарный выход и усредненное время жизни tзап. Появление запаздывающих нейтронов в свободном виде определяется законом радиоактивного распада продуктов деления. Распад атома-предшественника сопровождается испусканием одного нейтрона, и число испускаемых нейтронов равно числу распадов
Если n полное число свободных нейтронов в реакторе в некоторый момент времени, а коэффициент размножения нейтронов K, то уравнения кинетики имеет вид:
Используем понятие реактивности, которая характеризует реакцию активной зоны на изменение ее размножающих свойств. Если К мало отличается от единицы, то ρ = К - 1
Тогда уравнения кинетики можно записать в виде
Решением такой системы уравнений являются выражения вида
где А и В произвольные константы интегрирования, определяемые из начальных условий.
Связь периода с реактивностью определяется из решения характеристического уравнения системы и имеет вид (в предположении одной группы запаздывающих нейтронов)
Если учесть все шесть групп запаздывающих нейтронов, то второй член справа в выражении станет суммой шести членов вида
Приведенное выражение называется формулой обратных часов.
Единицы реактивности
Во-первых, реактивность измеряется в абсолютных единицах, вытекающих из определения реактивности. В этих единицах для 235U
а.е.р.
Во-вторых, реактивность измеряется в процентах, следовательно
В-третьих, реактивность измеряется в долях βэф r = ρ / βэф = 1.00
В больших ЯР (РБМК-1000, ВВЭР-1000) эффективная доля запаздывающих нейтронов уменьшается от 0,0065 на свежей загрузке до ~ 0,00450,0050 в режиме стационарных перегрузок.
А это приводит к тому, что физический вес стержня СУЗ, выраженный в эф становится больше.
Таким образом, извлечение или погружение стержня СУЗ на одну и ту же величину дает различный эффект по реактивности в зависимости от среднего выгорания топлива в активной зоне, от которого зависит накопление плутония, влияющего на текущее значение эф .