- •Учебное пособие по физике реактора (проект) содержание.
- •1. Основы теории реакторов.
- •1.1. Деление ядер под действием нейтронов.
- •1.1.1. Строение атома. Изотопы.
- •1.1.2. Дефект массы, энергия связи, энергия деления.
- •1.1.3. Радиоактивность.
- •1.1.4. Ядерные реакции. Сечения взаимодействия.
- •1.1.5. Замедление и диффузия нейтронов.
- •1.2.1 Коэффициент размножения в бесконечной среде.
- •1.2 Коэффициент размножения.
- •1.2.2. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах .
- •1.2.3. Вероятность избежать резонансного поглощения .
- •1.2.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов .
- •1.2.5. Число быстрых нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон.
- •1.2.6. Утечка нейтронов. Коэффициент размножения.
- •1.3. Реактивность.
- •1.4. Регулирование яр.
- •1.4.1. Параметры, определяющие мощность яр и скорость ее изменения.
- •1.4.2. Кинетика реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Период реактора.
- •1.4.3. Критичность на мгновенных нейтронах.
- •2. Пространственное распределение энерговыделения в реакторе.
- •2.1. Общие положения.
- •2.2. Макрораспределение энерговыделения.
- •2.3. Микрораспределение энерговыделения.
- •2.4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны.
- •2.5. Система внутриреакторного контроля.
- •3. Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •3.1. Температурный эффект реактивности.
- •3.1.1. Плотностной температурный эффект реактивности.
- •3.1.2. Мощностной эффект реактивности.
- •3.2. Барометрический эффект реактивности.
- •3.3. Борный эффект реактивности.
- •3.4. Влияние коэффициентов реактивности на динамику и безопасность реактора.
- •3.5. Выгорание, шлакование и воспроизводство ядерного топлива.
- •3.6. Отравление реактора ксеноном ( Хе-135 ).
- •3.6.1. Стационарное отравление Хе-135.
- •3.6.2. Нестационарное отравление ксеноном.
- •3.7. Отравление реактора самарием ( Sm-149 ).
- •4. Нфх активной зоны ввэр-440.
- •5. Таблица допустимых режимов эксплуатации ру.
- •5.1 Расходы через твс и реактор.
- •5.2. Допустимая мощность.
- •5.3. Допустимые подогревы в центральных и периферийных твс.
- •5.4. Допустимый подогрев теплоносителя на реакторе.
- •5.5. Влияние частоты сети на температуру.
- •6. Вопросы обеспечения ядерной безопасности.
- •6.1. При пуске яр.
- •6.2. При перегрузке и работе с твс.
- •6.3. При хранении и отправке отработанного ядерного топлива.
- •6.4. Характерные моменты обеспечения ядерной безопасности при использовании твс с обогащением 4,4%.
- •7. Конструкция и характеристики активной зоны реактора и ее компонентов.
- •7.1. Корпус реактора.
- •7.2. Верхний блок.
- •7.3. Внутрикорпусные устройства.
- •7.4. Активная зона.
- •8. Некоторые особенности эксплуатации энергоблоков каэс.
- •8.1. Кассеты-экраны блоков 1 и 2.
- •8.2. Топливо обогащением 4,4% на блоке 3.
- •Список литературы
1.4. Регулирование яр.
1.4.1. Параметры, определяющие мощность яр и скорость ее изменения.
Мощность ЯР определяется энерговыделением в активной зоне, зависящим от числа делений ядер топлива в секунду и, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих эти деления. Регулирование мощности ЯР ведется только по одному параметру - плотности потока тепловых нейтронов Фт . Это объясняется тем, что остальные параметры, входящие в выражение для мощности:
N =Фт•N5 •f5 •V/3,1•1013 (1.23),
а именно:
f5 - эффективное сечение деления U-235, см ;
N5 - концентрация ядер U-235, см ;
V - объем активной зоны, см ;
3,1•1013 - число делений U-235 в секунду, соответствующее мощности 1 кВт,
- являются либо физическими константами, либо фиксированными величинами, определяемыми конструкцией и топливной загрузкой ЯР, изменить которые во время работы ЯР невозможно, т.е. N=(Фт ). Значит, скорость изменения мощности можно отождествить со скоростью изменения плотности потока нейтронов
dN/dt = dФ/dt (1.24).
В свою очередь, плотность потока нейтронов Ф есть произведение плотности нейтронов "n" на скорость нейтронов (спектр) "v". Т.к. скорость нейтронов в данный момент времени является постоянной, то справедливо отношение:
dФ/dt dn/dt(1.25).
Из выражений 1.23-1.25 следует, что управление реактором сводится к воздействию на плотность нейтронов "n", которое осуществляется с помощью системы управления и аварийной защиты. Исполнительными органами этой системы в ВВЭР-440 являются кассеты АРК.
В соответствии с 1.23-1.25 запишем:
dN/dt=A•dn/dt=A•(n2-n1)/l=A•(kэфn-n)/l=A•n•kэф/lN(t) / l (1.26),
где А = v •f5 • N5 • V = соnst.
Из выражения 1.26 видно, что скорость изменения мощности dN / dt зависит от Кэф (показывает, во сколько раз от поколения к поколению меняется число нейтронов) и от времени жизни одного поколения нейтронов l (характеризует быстроту смены поколений нейтронов). Время жизни l (мгновенных и запаздывающих нейтронов) является величиной постоянной, зависящей от типа ЯР (на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах) и физических характеристик его компонентов (топлива, замедлителя и др.). Единственный параметр, с помощью которого можно изменять мощность ЯР - это реактивность. В зависимости от значения и знака возможны три состояния, охватывающие весь диапазон управления ЯР:
1) <0; 2) =0; 3) >0.
Наиболее приемлемый способ изменения - использование подвижных поглотителей нейтронов. На ВВЭР-440 управление мощностью (реактивностью) осуществляется автоматической системой регулирования при помощи перемещения кассет АРК. Для поддержания стационарной мощности работающего реактора кассеты АРК должны находиться в положении, обеспечивающем его критическое состояние (=0). Для снижения мощности реактора регулирующую группу АРК опускают из критического положения в активную зону, вводя тем самым <0. Скорость изменения мощности реактора будет тем больше, чем больше отличие величины вводимой реактивности от критического состояния, т.е. от "0". Для увеличения мощности ЯР вводится реактивность >0 (кассеты АРК извлекаются из активной зоны).