Динамика реактора

Характеристики, приведенные на рис. 15-1, соответствуют равновесным скоростям выделения и отвода тепла и определяют необходимое, но не достаточное условие устойчивости реактора, которое заключается в том, чтобы наклон линии отвода тепла в точке пересечения характеристик был больше, чем наклон кривой выделения тепла. При полном анализе устойчивости необходимо учитывать динамику реактора и, в частности, скорость изменения концентрации реагентов с температурой. Если реактор работает в режиме, соответствующем точке С, где степень превращения составляет около 30%, и температура реакции резко поднимается на 1°С, то возрастание скорости выделения тепла будет больше, чем это следует из равновесной кривой, так как концентрация реагентов при новом значении температуры не сразу достигает своего равновесного значения. Максимальное увеличение скорости выделения тепла происходит, если концентрация реагентов постоянна [c.409]

Пока что не делается никакого различия между мгновенными и запаздывающими нейтронами. Предполагается, что все нейтроны мгновенно появляются в процессе деления, т. е. считается, что запаздывающие нейтроны испускаются вместе с мгновенными. В гл. 9, однако, при обсуждении динамики реакторов вводятся запаздывающие нейтроны, что позволяет учесть время задержки между столкновением нейтрона с ядром и испусканием нейтронов при делении. [c.12]

Динамика реактора точечная модель реактора и подобные ей модели [c.368]

Из рассмотрения будет видно, что задачи динамики реактора, как правило,, поддаются решению, если они ограничены линеаризованными точечными моделями. Если же необходимо учесть пространственную форму нейтронного потока или решить полностью нелинейную систему уравнений (или тем более сделать то и другое одновременно), ситуация становится гораздо более сложной. Во многих случаях еще невозможно получить количественные результаты, хотя качественные оценки могут быть сделаны. [c.368]

Использованный здесь термин динамика реактора включает временное поведение нейтронного поля и связанных с ним характеристик реактора (кинетика), а также факторы, влияющие на нестационарное поведение реактора. [c.368]

Приведенные выше уравнения учитывают влияние запаздывающих нейтронов на временное поведение реактора, однако некоторые другие эффекты, которые могут быть важны в динамике реактора, еще не приняты во внимание. Для реактора, работающего, например, на заметной мощности, необходимо учитывать влияние распределения нейтронов и уровня мощности на критичность (или реактивность) системы. В частности, уровень мощности будет сказываться на температуре, а изменение температуры приводит к изменению размножающих свойств из-за изменений геометрии, плотности, спектра нейтронов и микроскопических сечений. При рассмотрении нестационарной работы реактора на мощности необходимо учитывать этот механизм обратных связей, т. е. механизм, посредством которого условия работы реактора влияют на критичность. [c.371]

Некоторые типы обратных связей включаются в уравнения динамики реактора относительно грубым способом, с помощью обобщенных параметров, таких, как температура топлива, температура замедлителя и т. п. (см. разд. 9.4.1). Тем не менее для определения этих параметров требуются детальные расчеты переноса тепла, гидродинамики и т. д. Несмотря на эти упрощения, получающиеся уравнения являются нелинейными, и полный анализ любых, кроме самых простых, моделей затруднен даже для точечного реактора. При небольших отклонениях от критического состояния реактора соответствующие уравнения, тем не менее, можно приближенно линеаризовать и затем легко решить, как будет видно в дальнейшем. [c.371]

Можно получить полезную информацию о реакторе, изучая его поведение при малых возмущениях реактивности. В частности, по поведению при синусоидальном характере возмущений можно сделать заключение об устойчивости реактора, работающего на мощности. Характеристики поведения реактора выражаются затем с помощью передаточных функций, которые будут определены ниже. Изучение передаточных функций реактора, как экспериментальное, так и теоретическое, имеет большое значение в связи с проблемой управления ядерными реакторами. На первом этапе изучения этого аспекта динамики реакторов будет рассматриваться поведение системы, работающей на очень низкой (или нулевой) мощности, при небольших колебаниях реактивности. Определение и использование передаточных функций описано в разд. 9.5.1 и далее. [c.384]

Чтобы определить распределение температуры в действующем реакторе, необходимы детальные инженерные расчеты переноса тепла и движения теплоносителя. Затем результаты расчетов используются в уравнениях динамики реактора для определения эффектов обратных связей путем введения укрупненных параметров системы. Примерами таких параметров являются температура топлива , температура замедлителя , температура теплоносителя и связанные с ними коэффициенты реактивности. В принципе эти температуры должны быть усредненными величинами, основанными на действительном распределении температур, причем весовые функции при усреднении выбираются так, чтобы обеспечить правильные значения эффектов реактивности. Эффективные температуры для различных областей реактора связываются параметрами, получаемыми из инженерных расчетов. [c.390]

Эти соотношения ортогональности можно найти более элегантным образом, записав уравнения (10.9) и (10.10) в векторно-матричном виде [181. В таком виде они использованы в работе [19] для обобщения уравнения обратных часов (9.26) на задачи динамики реакторов с распределенными параметрами. [c.430]

В этих переменных уравнения динамики реактора примут вид [c.66]

Если в 4.1 теплоотвод от реактора принимался постоянным, то тепе рассмотрим более реалистический случай теплоотвод линейно зависит температуры. Уравнения динамики реактора [c.114]

Тогда уравнения динамики реактора запишутся в виде [c.116]

Системе (4.9), несмотря на кажущуюся ее простоту, отведено немало места в литературе по динамике реакторов (43,45], причем основное внимание сосредоточено на исследовании асимптотической устойчивости в большом стационарного решения при aJ > О и а > 0. [c.117]

Рассмотрите реактор с постоянным отводом тепла при учете запаздывающих нейтронов с помощью уравнений кинетики (4.24). В этом случае исходные уравнения динамики реактора записываются в виде [c.127]

Б дальнейшем для краткости иногда будем использовать также термин динамика теплообменника, абсорбера, химического реактора и т. п., подразумевая под этим динамику соответствующего процесса, протекающего в рассматриваемой конструкции аппарата. [c.5]

Математическая модель динамики химического реактора представляет собой систему балансовых уравнений, состоящую из уравнений материального баланса реактора по потокам, уравнений балансов по каждому из веществ, участвующих в реакции, а также уравнения теплового баланса (последнее включается в математическую модель, если реактор является неизотермическим). [c.36]

Реактор периодического действия представляет собой простей-щий тип реактора, и задача исследования динамики для него решается сравнительно просто. Для более сложных моделей исчерпывающей информации о динамических свойствах объекта получить уже не удается. Это связано в первую очередь с тем, что дифференциальные уравнения математических моделей химических реакторов являются нелинейными в общем случае. [c.246]

Уравнение (5.4.14) с условием (5.4.15) задает функциональный оператор рассматриваемого химического реактора А Свх( )->-- (t). Входной функцией является Свх(0—концентрация вещества X во входящем в реактор потоке. Эту концентрацию можно задавать независимо от протекающего в реакторе процесса. Выходной функцией является текущая концентрация с(() вещества X в реакторе. Поскольку коэффициенты уравнения (5.4.14) не зависят от времени, оператор А — однородный. Однако если пфО и tt=/=l, он является нелинейным, так как уравнение (5.4.14) содержит нелинейный по выходному параметру член k ". Достаточно просто исследовать динамику можно только при /г = О и /г = 1, т. е. когда в реакторе идет реакция нулевого или первого порядка. Рассмотрим эти случаи. [c.247]

Равенство (5.4.19) дает полное описание динамики проточного реактора идеального перемешивания с реакцией нулевого порядка, поскольку по любой входной функции Свх(0 позволяет найти соответствующую выходную функцию t). Например, пусть Свх(0 = х(0, т. е. в реактор, начиная с момента = О, поступает поток с единичной концентрацией вещества X. В этом случае из (5.4.19) следует [c.248]

Итак, динамика химического реактора идеального вытеснения, в котором идет реакция нулевого илн первого порядка, может быть исследована достаточно просто. Когда порядок реакции отличен от нуля и единицы, уравнение (5.4.42) будет нелинейным дифференциальным уравнением в частных производных. В этом случае, исследование динамических свойств реактора становится весьма трудной задачей. [c.261]

Особое место в книге отведено анализу развития теплоэнергетики, являющейся основой электроэнергетики СССР от Шатурской ГРЭС мощностью 48 МВт, введенной в действие по плану ГОЭЛРО в 1925 г., до Запорожской ГРЭС мощностью 3600 МВт. Освещено также развитие важнейшей составной части теплоэнергетики — теплофикации. Показана динамика развития атомной энергетики от пуска в 1954 г. первой в мире Обнинской АЭС мощностью 5 МВт до Ленинградской и Курской АЭС мощностью по 2000 МВт с реакторами 1000 МВт. [c.3]

Некоторые страны, однако, уже объявили определенные сроки начала демонстрации работы реакторов БН. В табл. 5 в соответствии с объявленными планами или авторскими оценками приводится вероятная динамика ввода мощностей на АЭС с реакторами БН. [c.97]

ИЫМИ Правительственными закупками для использования и создания запасов. Канадские уранодобывающие компании находились в наихудших условиях. В Канаде девять из одиннадцати шахт были закрыты. Цены упали до 11 долл, за 1 кг окиси урана. Разрабатывались только богатые руды и часто расточительно. Канадское правительство стало поддерживать разработку урановых руд, и к 1970 г. накопилось 7 тыс. т складских запасов. Капиталовложения в разведочные работы и сооружение новых шахт по существу прекратились из-за того, что надежды на атомную энергию как панацею от всех энергетических бед угасли с появлением сложностей, связанных с ядерными реакторами. С 1965 г. возобновился рост добычи урана, но он был неустойчивым, и в конце 60-х годов ему мешала, особенно в США, задержка в реализации планов строительства АЭС, вызванная оппозицией со стороны защитников окружающей среды. Нехватка нефти в 1973 г. способствовала росту разведочных работ, и добыча урана намного повысилась. В связи с такой динамикой прошлой добычи неудивительно, что уранодобывающие компании осторожно оценивают перспективы отрасли. Этот скептицизм отразился в прогнозах Ли-бермана. Вмешательство правительств в уранодобывающую промышленность сильнее, по крайней мере, ощущалось до недавнего времени, чем в любой другой отрасли энергоснабжения. Желание австралийского правительства упорядочить торговлю ураном, отмеченное выше при характеристике запасов, одобрено всеми добывающими компаниями, потребителями и правительствами. [c.192]

Условия на теплопередающих поверхностях (толщина и структура окисных пленок, динамика их изменения, образование на поверхности растворимых и нерастворимых соединений и т. д.) оказывают определенное влияние на характеристики теплообмена и гидравлического сопротивления, поэтому их необходимо учитывать при постановке эксперимента и анализе опытных данных, а также при расчете и проектировании экспериментальных установок, теплообменных аппаратов и реакторов АЭС. [c.28]

Отсутствие аналитических решений для нелинейных задач статики и динамики конструкций АЭУ, описываемых уравнениями (3.40)-(3.50), обусловили широкое использование численных методов, ориентированных на применение современных ЭВМ, и главным образом метода конечных элементов (МКЭ). Многочисленные задачи, возникающие в процессе проектирования АЭС, начиная от физики реакторов, гидродинамики и теплообмена и до разнообразных задач динамики конструкций, исследования их прочности и разрушения с учетом взаимодействия с физическими полями различной природы, решаются в настоящее время этим методом [45]. Однако наибольшее применение МКЭ получил в уточненных расчетах напряженных состояний, возникающих в элементах конструкции АЭУ при эксплуатационных, аварийных и сейсмических воздействиях. [c.104]

Применения в реакторных исследованиях. Глубокое понимание процессов динамики чрезвычайно важно прежде всего для обеспечения надежности и безопасности установки. При этом для ядерного реактора первостепенным является правильное определение модели и коэффициентов внутренней обратной связи по реактивности, обусловленной изменениями температуры, плотности и т. п. [101]. Специалисты в области управления используют результаты такого определения при анализе устойчивости рабочих режимов установки и проектировании внешней системы автоматического управления (САУ). [c.169]

Известно, что некоторые относительно медленные, эволюционные процессы, сопровождающие ресурсную работу установки, необратимы во времени. Сюда можно отнести выгорание топлива, формоизменение твэлов и элементов конструкции реактора под действием высоких температур и потоков нейтронов, процессы массопереноса, окисления и коррозии в контуре теплоносителя, процессы диффузии в местах механического контакта металлов, изменение структуры и свойств конструкционных материалов и т. п. Необратимость таких процессов приводит к старению и износу работающей установки, в результате которых меняются физические свойства материалов (теплопроводность, теплоемкость, излучательная способность), геометрия конструкции (проходные сечения, условия теплообмена, контактные сопротивления и т. п.). Поскольку априорное математическое описание динамики в смысле (6.5) строится неформально, параметры flj имеют здесь вполне конкретный физический смысл. Это — эффективные значения коэффициентов теплопередачи, теплоемкости элементов конструк-170 [c.170]

ОБРАТНАЯ ЗАДАЧА ДИНАМИКИ ЭЛЕКТРОГЕНЕРИРУЮЩЕГО КАНАЛА ТЕРМОЭМИССИОННОГО РЕАКТОРА-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЯ [c.193]

Проблема точного расчета истинных значений объемного наро-содержания важна для проектирования ядерных реакторов, а также для процессов в химической промышленности. Работа реактора в стационарном состоянии и динамические характеристики реактора зависят от объемного паросодержания. В частности, в нескольких работах по динамике двухфазного потока сообщалось, что устойчивость системы зависит от интенсивности теплоподвода и распределения паросодержания в области кипения с недогревом. [c.57]

В динамике реакторов важную роль играет эффект отравления ксеноном. Среди осколков деления имеется изотоп иода В среднем на одно деление образуется 0,061 ядер Этот изотоп радиоактивен и с периодом полураспада около 6 ч превращается в ксенон з5Хе. Небольшая доля >з Хе (0,003 ядра на одно деление) образуется непосредственно при делении. Изотоп Хе поглощает нейтроны (приблизительно в 4 тыс. раз силь- [c.125]

Теперь рассмотрим ситуации, в которых поток нейтронов меняется во времени. Подобные нестационарные задачи всегда возникают, например, при пуске и остановке реактора. Они обладают также значительной практической ценностью при исследовании устойчивости и степени управляемости реактора как в обычных условиях, так и в случаях внезапного увеличения (или скачка) реактивности, отказа насосов в системе охлаждения и других аномальных ситуациях. Кроме того, некоторые эксперименты на нестационарных физических системах обычно используются для определения ряда представляющих интерес параметров, таких, как реактивность систем, их диффузионные и тер-мализационные свойства. Существует много нестационарных задач, которые можно объединить термином динамика реактора , однако здесь будут рассмотрены лишь некоторые, представляющие специальный интерес. [c.368]

Джезебел сборка 192, 193, 223—225 Дивергентная форма 26—28 Динамика реактора 368—417 [c.479]

В 4.1 и 4.2 рассмотрены упрощенные модели динамики, котор иллюстрируют материал, изложенный в гл.1 и 2. В 4.3 дано полное следование более общей модели, представляющей Не только идлюст тивный, но и самостоятельный физический интерес. Еще более ело и более содержательные модели динамики реакторов рассмотрены в нографии [18]. [c.112]

Интерес к системе (4.9) не случаен, ибо ее анализ позволяет выявить влияние соотношения между мгновенным (a ) и инерционным (а) коэффициентами реактивности на динамику реактора. Однако такую задачу можно решить до конца только с помощью цолного качественного исследования системы (4.9), что и было сделано в работе [18]. Далее будем следовать этой работе. Пусть [c.117]

В действительности в ядерном реакторе имеется несколько групп излучателей запаздывающих нейтронов, но здесь, как часто принято в динамике реакторов [18,43), используется тодько одна (эквивалентная) группа. [c.125]

Пример 1. Динамика химического реактора [4]. Рассмотрим модель химического реактора, который представляет собою открытую гомогенную систему полного перемешивания. В такой системе происходит непрерывный массо-и теплообмен с окружающей средой (открытая система), а химические реакции протекают в пределах одной фазы (гомогенность). Условие идеального перемешивания позволяет описывать все процессы при помощи дифференциальных уравнений в полных производных. Предположим, что рассматриваемый химический реактор — эго емкость, в которую непрерывно подается вещество А с концентрацией Хд и температурой г/ ). Пусть в результате химической реакции А В h Q образуется продукт В и выделяется тепло Q, а смесь продукта и реагента выводится из системы со скоростью, характеризуемой величиной X. Тепло, образующееся в результате реакции, отводится потоком вещества и посредством теплопередачи через стенку реактора. Условия теплопередачи характеризуются температурой стенки у и коэффициентом со. Для составления уравнений динамики химического реактора воспользуемся законами химической кинетики, выражающими зависимость скорости химического превращения от концентраций реагирующих веществ и от температуры, законом сслранения массы (условие материального баланса), а также законом сохранения энергии (условие теплового баланса реактора). [c.53]

В качестве примера, демонстрирующего особенности использования программного комплекса, остановимся на задаче моделирования динамики системы автоматического регулирования ядер-ной паропроизводящей установки (ЯППУ) малой мощности с реактором интегрального типа. В процессе проектирования системы автоматического регулирования исследовались проблемы расчетного обоснования ядерной безопасности ЯППУ в переходных режимах и в проектных аварийных ситуациях (обесточивание, стоп-вода , стоп-пар , отключение главного циркуляционного насоса и секций парогенератора и др.). Структурная схема моделируемой системы (см. рис. 11 на вклейке) скомпонована с помощью элементов каталога Реакторные блоки , а субмодели Кинетика нейтронов , Система управления , Теплофизические параметры АЗ и т.д., представляющие собой сложные многоуровневые структуры, набраны из каталогов общетехнической библиотеки типовых блоков. Общее число элементов в схеме - более 370, функциональных переменньгх - около 3000. На этом же рисунке размещены окна визуализации поведения физических параметров системы автоматического регулирования в процесее моделирования. [c.77]

Ниже рассмотрены различные варианты хранения отработавшего топлива. Из рис. 7.23 видно, что после пятилетней выдержки на изотопы стронция и цезия приходится максимум выделения теплоты на рис. 7.24 показана динамика снижения относительной токсичносги актинидов (т.е. U, Ри, Np, Am, m и т.д.). Период полураспада актинидов значительно больше, но их количество, которое необходимо хранить, значительно меньше. В действительности актиниды могут быть снова использованы в реакторе с последующим их превращением в нуклиды, имеющие более короткий период полураспада, при этом снижение КПД реактора будет минимальным. Без сомнения, эти доводы будут приняты во внимание, когда будет приниматься решение о побочной регенерации. Опасность, которая может возник- [c.198]

В данной главе изложены основные математические методы исследования сложной системы реакций. Обсуждаются ограничения, накладр 1ваемые законом действующих масс и законами сохранения на вид системы обыкновецггых дифференциальных уравнений, описывающих химические реакции в гомогенной системе идеального перемешивания. Изложены основы метода квазистационарных концентраций, базирующегося на введении безразмерных переменных и коэффициентов, правильном выборе масштаба и использовании теоремы Тихонова. Приведена конспективная сводка основных приемов качественного исследования систем обыкновенных дис )ферен-циальных уравнений, которые обычно отсутствуют в курсах химической кинетики, но имеются в книгах, посвященных динамике химических реакторов (Арис, 1967 Денбиг, 1968). Приемы качественного исследования уравнений химической кинетики достаточно полно изложены в монографии Вольтера и Сальникова (1972). [c.23]

В проблеме создания реакторов традиционно выделяют нейтронно-физический и инженерный аспекты, при этом вопросы, связанные с исследованием различных физических процессов, сопровождающих работу реакторной установки как тепловой машины (тепломассообмен, гидродинамика, термомеханика, термоэлектричество и термоэмиссия для реакторов-преобразователей и т. п.), обычно объединяют термином инженерно-физические. Сюда часто относят также вопросы динамики и регулирования реактора. [c.8]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...