- •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
4 Реактиметр. Принцип действия.
Для определения текущей реактивности в переходных процессах, происходящих в реакторах, используют специальные аналого-цифровые устройства – реактиметры или автоматизированные СВРК.
На вход реактиметра подают сигнал от одного или нескольких нейтронных датчиков (ионизационных камер).
Работа современных реактиметров (ПИР, ЦВР-9, "Памир") основана на решении уравнений кинетики точечного реактора, поэтому важным является выполнение условия разделения переменных составляющих нейтронного потока (или постоянства пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе во время измерения).
Уравнения кинетики решаются в приближении шести групп запаздывающих нейтронов.
В действительности условие разделения переменных в большом реакторе не выполняется, и полученный результат содержит систематическую погрешность, которая увеличивается с ростом вносимого возмущения и увеличения физических размеров реактора.
В общем случае показания реактиметра могут зависеть от взаимного расположения датчика и места введения возмущения, а также от времени после окончания перемещения стержней и скорости их движения.
Для учета пространственно-временных эффектов при измерениях реактивности существуют разные возможности. Например, поправки к показаниям реактиметра могут быть получены с помощью предварительного расчетного моделирования конкретного эксперимента с применением трехмерной нестационарной программы.
В целом погрешность определения реактивности складывается из приборной (<1%), модельной (точечная модель) и константной (погрешности характеристик мгновенных и запаздывающих нейтронов). В качестве единицы измерений реактивности используют βэф (эффективная доля запаздывающих нейтронов).
Для перевода полученного значения реактивности в абсолютные единицы надо знать реальное среднее по активной зоне значение βэф с учетом изменений нуклидного состава топлива и ценности нейтронов.
Реактиметр — прибор, фиксирующий изменение потока нейтронов (нейтронной мощности) с помощью датчиков, расположенных внутри или вне активной зоны, и производящий первичную обработку сигнала с целью получения измеренной реактивности ядерного реактора по заранее известному закону или алгоритму.
Реактиметр применяется для измерений реактивности и нейтронно-физических характеристик энергетических реакторов атомных электростанций, реакторных установок и критических сборок в процессе их пуска и эксплуатации.
Реактиметр – прибор, позволяющий оценить реактивность, внесенную в активную зону ядерного реактора, на основании изменения сигналов внереакторных датчиков во времени.
Аппаратно реализованный реактиметр получает оценку реактивности при достаточно малом шаге по времени (период получения данных около 0.01 – 0.1 секунды). Реккурентные соотношения для расчета реактивности
Такие малые времена в расчете реактивности приводят к тому, что реактиметр показывает текущую реактивность реактора практически без запаздывания.
5 Контроль работы реактора.
.
основные параметры, подлежащие контролю и оптимизации в процессе эксплуатации:
температура теплоносителя на входе и выходе по каналам и в целом по активной зоне;
давление теплоносителя в характерных точках как в самом реакторе, так и во внешнем контуре;
расход теплоносителя по каналам или в целом по активной зоне;
тепловая мощность реактора; энерговыделение по объему активной зопы; температура оболочек твэлов (выборочно) и других конструкционных материалов внутри корпуса реактора; реактивность реактора;
положение стержней регулирования и компенсации.
Кроме измерений указанных режимных параметров проводят контроль герметичности корпуса, состояния металла, герметичности оболочек твэла, многообразный дозиметрический контроль и т. п.
Таким образом, на пульт управления, на котором сосредоточена контрольно-измерительная аппаратура не только реактора, но и блока в целом, поступает обширная информация.
Важный вид внутриреакторного контроля — выборочное измерение температуры оболочек твэлов, некоторых металлоконструкций,
Основное назначение внутриреакторного контроля: обеспечить равномерное энерговыделение по объему активной зоны, а также выдержать оптимальные запасы до предельно допустимых значений теплофизических параметров, определяющих надежность и безопасность работы.
Локальные значения энерговыделения измеряются с помощью малогабаритных ионизационных камер деления, активационных индикаторов и других детекторов.
Специфика ядерных реакторов—оперативный контроль его тепловой мощности.
Измерение по тепловому балансу весьма инерционно, а при низких уровнях мощности оно не обеспечивает необходимой точности либо вообще невозможно, когда разность температур теплоносителя ничтожно мала.
Тепловая мощность реактора, как было показано ранее, практически пропорциональна плотности потока нейтронов.
Основное назначение ВНУТРИ РЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ:
обеспечить равномерное эперговыделение по объему активной зоны,
выдержать оптимальные запасы до предельно допустимых значений теплофизических параметров, определяющих надежность и безопасность работы.
Измерение перепадов температур, давлений и расходов по каналам дает представление о мощности отдельных ТВС и ЯР в целом.
Важный вид внутриреакторного контроля — выборочное измерение температуры оболочек твэлов, некоторых металлоконструкций, а в графитовых реакторах—температуры графитовой кладки. В качестве детекторов используются различного рода термопары.
Энергетический ядерный реактор оснащен большим количеством контрольно-измерительной аппаратуры, предназначенной для оптимизации режима и управления работой.
С этой целью ведется как внутриреакторный контроль, так и измерение основных параметров во внешнем контуре.