Изменение уровня мощности реактора

Для увеличения N реактор на некоторое время выводится в надкритическое состояние. После достижения необходимой N вновь переводится в точно критическое состояние. При этом органы компенсации не вернутся в исходное положение. Разница в положении соответствует той реактивности, которая пошла на компенсацию температурного эффекта (средняя температура >) и дополнительное отравление (оно наступает медленнее, чем температура)

Для снижения N реактор переводится на подкритическое состояние (ввод отрицательной ρ), а затем в точно в критическое. Органы компенсации в результате занимают новое положение, т.к. снижается температура в реакторе и наступает некоторое разотравление реактора.

У реакторов с большой (-) температурным коэффициентом возможно изменение N за счет температуры. При > N температура < и наоборот. Это достигается изменением температуры теплоносителя на входе в активную зону.

Поддержание заданного уровня n

Кроме медленных изменений ρ₁ существуют случайные возмущения критичного состояния реактора вследствие: а) изменение расхода теплоносителя в I контуре (частота тока изменилась); б) то же II контур; в) неконтролируемое изменение в потреблении пара. Т.е. существует проблема поддержания N реактора на заданном уровне. Эти функции выполняет система автоматического регулирования, исполнительными органами которой являются специальные стержни из сильно поглощающего материала (стержни автоматического регулирования). Стержни перемещаются в том или ином направлении относительно активной зоны на определенную величину в зависимости от знака и мощности импульса, выдаваемого датчиками, контролирующими режим работы реактора. Чем больше величина отключения, тем быстрее движутся стержни.

Остановка реактора

Прекращение самоподдерживающейся реакции деления (Т_e К_эфф<1) Достигается:

1. введением в активную зону материала сильно поглощающего нейтроны.

2. уменьшение количества ядерного топлива (путем извлечения часть ТВЭЛ)

3. увеличение утечки путем ухудшения эффективности отражателя.

4. изменение замедлительных свойств замедлителя и теплоносителя. Наибольшее распространении – 1) способ.

Для остановки с определенной скоростью вводятся стержни с поглотителем.

Вводится отрицательная ρ д.б. > + ρ, появляющейся в результате температурного эффекта при снижении N реактора. Существует нормальная аварийная остановки реактора. При нормальной остановке относительно медленно вводится поглотитель. При аварийной остановке стержни ввод. ~1сек, основная цель – быстро прекратить цепную реакцию. Обычно аварийные стержни выделяются в особую группу и в норм. остановке реактора не участвуют .

Как крайняя мера (не сработала аварийная система) в активную зону вводят жидкие поглотители типа растворов борной кислоты и солей лития.

Основные этапы и методы проектирования Энергетического ядерного реактора.

Ядерный реактор является основным элементом атомной энергетической установки и проектирование представляет собой решение весьма сложной задачи.

В проектирование реактора входят выбор его типа, горючего, замедлителя, теплоносителя, конструкционных материалов, материалов биологической защиты, разработка конструкции, расчет активной зоны, системы управления и др. элементов.

Исходной величиной для проектируемого энергетического судового реактора является его тепловая мощность, которая определяется при выполнении эскизного проекта энергетической установки. Полная тепловая N судовой установки д.б. такой, чтобы обеспечить требуемую скорость хода корабля, питания энергией механизмов, обслуживающих установку и общесудовые нужды.

В энергетическом ядерном реакторе переплетаются нейтронно-физические и теплофизические процессы. Одной из основных задач проектирования является отыскание таких параметров активной зоны, которые одновременно удовлетворяли бы физические и теплотехнические требования.

Основные физические требования состоят в необходимости обеспечения:

1. самоподдерживающейся цепной реакции деления при начальном запасе реактивности необходимом для непрерывной работы реактора на полной мощности в течении заданной мощности в течение заданной кампании;

2. возможно более глубокого выгорания ядерного горючего к концу компании реактора;

3. устойчивости и безопасности реактора в отношении неуправляемых разгонов цепной реакции;

4. приемлемых условий пуска после мгновенного полного выключения реактора;

5. возможно более равномерного распределения нейтронного потока в реакторе в процессе его эксплуатации;

6. условий min загрузки ядерного горючего при удовлетворении всех остальных требований, уже указанных, и при min размерах активной зоны.

Главными теплотехническими требованиями являются:

1. обеспечение требуемой тепловой мощности при допустимых температурах ядерного горючего и констр. материалов;

2. уменьшенные затраты N на циркуляцию теплоносителя;

3. min размеры реактора.

В соответствии с этим расчет реактора слагается из двух взаимосвязанных частей – нейтронно-физического и теплового расчетов. Производится также расчет гидравлических сопротивлений активной зоны. Проектирования реактора включает, кроме этого, расчеты деталей на прочность.

В настоящее время для каждого типа реактора существуют специальные методы физического расчета. Так например многие расчетные соотношения для уран-графитового и уран-водного растворов существенно отличается друг от друга. Параметры активной зоны, удовл. физическим и теплотехническим требованиям, определяются на основании теплового и физического расчетов различных вариантов решеток, отлич. шагом рабочих каналов, числом ТВЭЛ в сборке, ø (толщиной) ТВЭЛ, обогащением горючего и т.д. однако с целью сокращения расчетов часто меняют только несколько параметров: S_раб. каналов, обогащение горючего.

Проектированию реактора предшествует єскизное проектирование єнергетической установки, в процессе которого, в часности, определяется:

Тип реактора, тепловая N реактора в кВт; ρ теплоносителя на выходе из реактора; t_{теплоносителя на входе}; t_{на выходе} длительность компании.

Общий план проектирования активной зоны сводится к следующему:

Вначале – предварительный тепловой расчет, целью которого является отыскание таких вариантов решетки, которые с теплотехнической точки зрения отвечают выданному заданию. Производится для центрального (наиболее нагруженного) канала. Для уменьшения вычислений расчет производится при некоторых допущениях, которые приводят к завышенным значениям температур на поверхности и внутри ТВЭЛ.

Уточненный тепловой расчет производится с целью получения более точных значений max температур ядерного горючего и оболочки ТВЭЛ. Он позволят определить сечение ТВЭЛ, в котором создаются условия для кризиса кипения. Его результаты являются исходными для оценки температурных напряжений в ТВЭЛ.