- •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
40 Кривая энерговыработки, темп выгорания.
Кампания — это время работы активной зоны реактора, пересчитанное на номинальную мощность. Номинальная кампания — это время τном (ч), в течение которого реактор может работать на номинальной (100%) мощности Nном (Мвт), допуская все варианты маневрирования:
изменение мощности и остановку с последующим выходом на любой уровень в любой момент
времени после остановки.
Энергоресурс реактора — количество энергии, которое может дать реактор за время кампании:
Q = N τ Мвт · ч.
Выработанный энергоресурс называют энерговыработкой Qк:
где Ni— различные уровни мощности, на которых работал реактор в течение τi (ч), Мвт; Qном —номинальный энергоресурс, Мвт · ч.
Эффективные сутки τэф — время работы реактора в течение одних суток на номинальной мощности. При работе реактора на различных уровнях мощности энерговыработку можно пересчитать на эффективные сутки, исходя из соотношения
Эффективным суткам или эффективному часу соответствует вполне определенный энергоресурс данного реактора.
Запас реактивности, необходимый для обеспечения заданной кампании, должен быть не меньше суммы абсолютных значений всех эффектов, уменьшающих запас реактивности в процессе кампании.
Кривая энерговыработки характеризует изменение запаса реактивности в процессе эксплуатации реактора в результате выгорания, шлакования, воспроизводства горючего и стационарного отравления самарием: ρк = f(Qk).
Варианты кривой энерговыработки:
а) с положительным выбегом реактивности, когда скорость выгорания поглотителя в начале кампании больше скорости выгорания горючего (гомогенизированное расположение поглотителя);
б) с отрицательным выбегом реактивности, когда скорость выгорания поглотителя замедлена (блокированное расположение поглотителя).
Скорость уменьшения запаса реактивности в процессе кампании характеризуют темпом выгорания: изменением запаса реактивности за счет выгорания, шлакования, воспроизводства горючего и стационарного отравления самарием при энерговыработке в 1 Мвт·ч:
Для реактора с выгорающим поглотителем qρ в процессе кампании может изменить знак и быть равным нулю.
Темп выгорания необходимо знать для решения таких эксплуатационных задач, как расчет критического положения компенсирующих стержней при пуске реактора и оценка оставшегося энергоресурса.
При запасе реактивности на энерговыработку Δρk и постоянном темпе выгорания qρ (1Мвт·ч) оставшийся энергоресурс реактора равен
ΔQk=Δρk / qρ Мвт·ч.
При запасе реактивности Δρзап и постоянном темпе выгорания qρ(1/МВт·ч) энергоресурс реактора при работе на мощности Ni (МВт) без опасности попадания в иодную яму после остановки равен
Графическое определение оставшегося энергоресурса по кривой энерговыработки
Если оставшийся энергоресурс ∆Qk (Мвт ч) известен из расчета на номинальную мощность, то время работы на любой другой мощности Ni< Nном равно
где ∆ρ — высвобождающийся запас реактивности в результате всех эффектов при переходе на меньшую мощность Ni .
Для ядерных реакторов АЭС наиболее эффективное использование энергоресурса соответствует работе реактора на номинальной мощности Nном наибольшим к.п.д.
Использование мощности реактора характеризуется коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ)