Реактивность и период реактора

Соотношение между реактивностью и периодом реактора, представляемое выражением (9.26) и обычно известное как уравнение обратных часов, часто применяется в изучении кинетики реакторов. Поэтому было бы желательным исследовать его физический смысл. При выводе уравнения (9.26) предполагалось, что реактивность скачком менялась от р до постоянного значения р+. Изменения такого рода могут сопровождать (приближенно) скачкообразное перемещение управляющего стержня.. Обсудим такой эксперимент. Пренебрегая для простоты временем, необходимым для реального движения, предположим, что стержень мгновенно в момент времени t = О перемещается из некоторого начального положения в конечное. Если форм-функции г ) (г, Й, Е, ), соответствующие начальному и конечному положениям управляющего стержня, почти одинаковы, то любая из них может быть использована для расчета как изменения реактивности, так и параметров Р и Л. Последние можно затем применить при расчете асимптотического периода с помощью уравнения (9.26). В свою очередь, если параметры 5 и Л найдены таким (или каким-либо другим) способом, то можно определить реактивность, вносимую при движении управляющего стержня. [c.380]

Под аварийной ситуацией во время пуска понимается ие только ситуация, связанная с аварийным уменьшением периода или увеличением мощности, но и другие ситуации, определенные в местной инструкции. Примером такой ситуации может служить выход из строя приборов контроля мощности или исчезновение напряжения на шинах собственных нужд, щитах и сборках СУЗ и т. д. В этих случаях необходимо прекратить все работы, связанные с возможным изменением реактивности и перевести реактор в глубоко подкритическое состояние, чтобы не допустить случайного неуправляемого разгона или не превысить допустимый для данного состояния ЯППУ уровень мощности. [c.378]

Значение периода (при любой мощности) характеризует внесенную в реактор реактивность. Как видно из табл. 11.1, при Д/(<0,Зр период реактора достаточно велик и оператор легко может среагировать на изменение нейтронного потока и принять необходимые меры к тому, чтобы стабилизировать реактор. Однако при приближении значения АК к р период резко уменьшается и, например, при Д/(=0,9р становится равным 0,5 с. При Л/С>р начинается очень быстрый разгон (так называемый разгон на мгновенных нейтронах). [c.123]

Этот сигнал, обратно пропорциональный периоду реактора, усиленный в усилителе У, поступает в показывающий прибор ПП, градуируемый в значениях периода Т, схему сигнализации СИГНАЛ, систему аварийной защиты АЗ и управляющую вычислительную систему УВС. Обычно аварийная защита срабатывает при снижении периода ниже 10—20 с, что соответствует реактивности 0,3—0,4р. [c.124]

Для экспериментального определения эффектов реактивности сборка приводится к критическому состоянию прп наличии полости в том месте, куда предполагается помещать образец. Затем вводится образец, и получающееся изменение реактивности Ak определяется по перемещению калиброванного регулирующего стержня, обеспечивающего поддержание критичности. Стержень калибруется в единицах реактивности как функции положения стержня в отсутствие образца обычным методом по измерению асимптотического периода реактора [12]. [c.223]

Иногда можно легко решить уравнения (9.8) и (9.9) или уравнение (9.20) [17]. Один из известных примеров — скачкообразное увеличение реактивности подкритического реактора. Хорошо известно, что общее количество нейтронов при этом возрастает, причем после некоторого переходного участка с асимптотической скоростью, которая связана с периодом реактора. [c.379]

Здесь через п обозначена нейтронная плотность, через I — среднее время жизни тепловых нейтронов в реакторе конечных размеров, а через Ьк — коэффициент размножения, который определяется соотношением Ьк = к ц — 1, где к п — эффективный коэффициент размножения, равный отношению нейтронного уровня в последуюш,ем поколении к нейтронному уровню в предыдущем поколении. Период реактора, определяемый как время, за которое величина нейтронного потока изменяется в е раз, равен, очевидно, отношению Ьк/1 в уравнении (15.16). Это уравнение является строго верным только для случая ступенчатого изменения реактивности реактора, близкого к критическому состоянию, без учета запаздывающих нейтронов. Фактически небольшая часть общего числа нейтронов (около 0,75%) испускается осколками деления спустя некоторые, отличные от обычных промежутки времени после деления [19]. Эти нейтроны, называемые запаздывающими, играют очень важную роль в регулировании реактора, так как благодаря им изменение реактивности следует с некоторым запаздыванием за изменением нейтронного уровня реактора. Учитывая шесть наиболее важных групп запаздывающих нейтронов, можно показать, что устойчивый период реактора связан с реактивностью реактора и временем жизни нейтронов приближенным уравнением [c.525]

ПЕРИОД И РЕАКТИВНОСТЬ РЕАКТОРА [c.122]

Вывод о неограниченном росте мощности с постоянным периодом относится к случаю, когда внесенная реактивность остается постоянной. В реальных условиях при росте мощности происходит изменение температуры топлива, замедлителя и теплоносителя, что приводит к появлению дополнительной реактивности [23]. Характеристикой этого эффекта является мощност-ный коэффициент реактивности Kqj показывающий, на сколько меняется реактивность при изменении мощности реактора на [c.125]

Тепловыделяющие элементы реакторов на быстрых нейтронах должны отвечать более жестким и многообразным требованиям, чем описанные ранее. Большинство этих требований, вызванных высокой удельной мощностью и высоким выгоранием, несколько смягчается меньшим периодом кампании тепловыделяющих элементов по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Необходимость обеспечить высокую степень воспроизводства делает желательным исключение дополнительного замедления нейтронного потока, а это, наряду с высокой удельной мощностью, требует применения жидкого металлического или высокоэффективного газообразного теплоносителя. Имеется два важнейших требования к конструкции тепловыделяющих элементов. Во-первых, необходимо воспрепятствовать перемещению топлива в тепловыделяющих элементах, связанному с изменением температуры, так как это может привести к изменению реактивности, в результате чего реактор может выйти из-под контроля. Во-вторых, необходимо избежать увеличения диаметра тепловыделяющего элемента, которое будет препятствовать прохождению теплоносителя и может стать причиной перегрева и последующего расплавления их. [c.119]

Одна из основных проблем маневренности АЭС состоит в преодолении ксенонового отравления реактора при его быстрой разгрузке. При быстром снижении мощности, связанном с уменьшением нейтронного потока, уменьшается выгорание Хе, а его образование в результате радиоактивного распада образовавшегося еще в период работы реактора на большой мощности, остается на прежнем уровне. Вследствие этого в активной зоне реактора происходит избыточное накопление ядер являющихся сильным поглотителем нейтронов. В результате этого через несколько часов после снижения мощности реактивность реактора становится отрицательной и, если не принять специальных мер, количество нейтронов каждого последующего поколения будет уменьшаться, что приведет к остановке реактора. Необходимая для удержания реактора в работе при пониженной нагрузке компенсация отрицательной реактивности производится выдвижением из активной зоны регулировочных стержней, а также быстрым выведением борной [c.153]

Выгорание топлива и накопление шлаков обусловливают уменьшение первоначальной избыточной реактивности. Когда р достигнет нуля, реактор останавливают и топливо перегружают. Период от пуска реактора до момента, когда, р, = О называется кампанией реактора Гр. [c.133]

Дифференциальный механизм С (рис. 10.2.31, в) выполнен в виде гидротрансформатора с тремя подвижными звеньями. Входное звено соединено с насосным колесом р гидротрансформатора V, турбинное колесо t - с выходным звеном В, а между реактором г и выходным звеном В установлена передача П. В период разгона водило механизма заторможено тормозом 3. Момент на выходном звене равен сумме моментов на турбинном колесе (A/f) и реактивном колесе (AQ с учетом передаточного отношения [c.582]

При исследовании влияния перемещении подвижного отражателя и стержней регулирования на нейтронно-физические характеристики и температурные поля реактивность измерялась с помощью импульсного и интегрального методов, а также по периоду разгона реактора. Сравнение результатов измерений реактивности, полученных различными методами, позволило установить, что в подобного типа реакторах практически отсутствуют запаздывающие фотонейтроны, обусловленные наличием бериллиевого отражателя. Поэтому при обработке экспериментальных данных использовались характеристики шести групп запаздывающих нейтронов. [c.225]

Применение воды в качестве замедлителя нейтронов обеспечивает значительный отрицательный температурный коэффициент реактивности. В соответствии с этим регулирующие стержни в данном реакторе используются только для компенсации избыточной реактивности чистой холодной активной зоны, которая равна 0,122 А/с//с. После установки реактора в назначенном месте под водой регулирующие стержни выводятся из активной зоны и дальнейшее автоматическое регулирование обеспечивается отрицательным температурным коэффициентом реактивности (независимо от потребляемой мощности). В период всего срока службы установки компенсация выгорания топлива осуществляется вследствие выгорающего поглотителя. [c.246]

Сх. в имеет дифференциальный м., выполненный в виде гидротрансформатора с тремя подвижными звеньями. Ведущий вал I жестко соединен с насосным колесом Н гидротрансформатора V. Турбинное колесо Т соединено с ведомым валом II, а между реактором Р и ведомым валом II установлена передача П. В период разгона водило механизма заторможено тормозом 3. Момент па ведомом звене равен сумме моментов на турбинном колесе (7 ) и реактивном колесе (Тр) с учетом передаточного отношения [c.72]

Уравнение обратных часов широко использовалось при определении значения реактивности по наблюдаемым асимптотическим периодам, например, при калибровке управляющих стержней. Величины Р у и Л для реактора можно в большинстве случаев получить с хорошим приближением или из равенств (9.11) и (9.13) с оценкой форм-функции или из других соображений. Например [21], величину 5 можно получить на основании измеренной разности масс, соответствующих критическим состояниям на мгновенных и запаздывающих нейтронах, выраженной с помощью теории возмущений в единицах к (см. разд. 6.3.3). Используя соотношения для точечного реактора типа уравнения обратных часов, необходимо помнить, что параметры р, р -и Л должным образом определены форм-функцией г ) (г, й, Е, 1), которая, в свою очередь, отражает общее состояние нейтронного поля в реакторе в рассматриваемый момент времени. [c.381]

Вследствие этих и других приближений, состоящих в исключении или упрощении пространственных эффектов в кинетике точечного реактора, всегда имеется некоторая степень неопределенности в расчете изменений реактивности, возникающих из-за действия обратных связей. Желательно, чтобы вычисляемые характеристики реактора были нечувствительны к этим приближениям, но, во всяком случае, ожидаемые эффекты обратных связей должны проверяться с помощью экспериментальных работ, по крайней мере, в период пуска реактора и в начале его работы. [c.390]

Результаты численных расчетов можно использовать для лучшей интерпретации кинетики ядерных реакторов. Рассмотрим сначала уравнение (9.8) и (9.9). Они являются точными, если реактивность р и другие параметры определены уравнениями (9.10) — (9.16). Форм-функции, полученные на основе рассчитанных распределений потоков нейтронов, представленных на рис. 10.1, были использованы для вычисления точной величины реактивности как функции времени при помощи уравнения (9.10). Результаты показаны на рис. 10.2 [13]. Видно, что реактивность в начальный период переходного режима резко возрастает, хотя значение v зоны I в течение всего переходного режима уменьшается. [c.424]

Эффект обратной связи по мощности реактора будем считать мгновенным. Эту обратную связь удобно выразить через поток нейтронов, т. е. мощностная обратная связь в уравнениях динамики описывается членом/Ф, где/ — мощностной коэффициент реактивности в соответствующих единицах. Обратная связь по ксенону-135 пропорциональна концентрации этого изотопа и имеет запаздывающий характер, что обусловлено периодом полураспада иода-135. В реальном реакторе система управления может модифицировать эти обратные связи, но цель настоящего рассмотрения — изучение временных процессов при-отсутствии воздействия регулирующих стержней. [c.438]

Неподвижные поглотители. В качестве неподвижных поглотителей обычно используются стержни, аналогичные или даже идентичные вышерассмотренным, которые, однако, не связаны с системной автоматического регулирования. Они устанавливаются на место при запуске реактора и служат для уменьшения чрезмерной реактивности реактора в начальный период его эксплуатации ( 11.7.5). [c.286]

Увеличение реактивности в период перед опытом с борной кислотой было связано с нечаянным введением гидразина, который в результате радиолиза образовал аммиак. Добавки гидразина (дважды в марте 1962 г., один раз в декабре 1962 г. и снова Е марте 1963 г.) показали, что увеличение аммиака в теплоносителе при отсутствии бора увеличивает реактивность. Это было названо эффектом pH, общим для всех оснований. 20 января 1963 г. [21] на реакторе Янки был проведен второй опыт мягкого регулирования. В теплоноситель было добавлено примерно 400 мг кг бора при уровне мощности 485 Мег (тепл.). За один день произошла необъяснимая потеря реактивности 0,12%, затем последоваж) постепенное увеличение реактивности, которое достигло общего прироста около 0,5% b.k/k за 18 дней работы. 15 февраля 1963 г. началось удаление бора, и в следующие 2,5 дня произошла потеря реактивности около 0,7%. [c.181]

Величину АК=К—1 называют реактивностью реактора. Если /С>1, то реактивность положительна и мощность реактора увеличивается, если К<1, то реактивность отрицательна и мощность уменьшается. Если реактивность постоянная, то относительный прирост мощности АЛ//(Л/Дт) за некоторое время Дт не зависит от времени. Величину Т= ДЛ / (Л/Дт)] , обратную относительной скорости приращения мощности, называют периодом реактора. Период численно равен времени, за которое нейтронный поток в реакторе (при постоянной относительной скорости) увеличивается в е=2,718... раз. Значение периода зависит от внесенной реактивности. При этом существенную роль играют так называемые запаздывающие нейтроны, что было отмечено еще в 1940 г. выдающимися советскими учеными Я. Б. Зельдовичем и Ю. Б. Харитоном. При делении ядра непосредственно выделяются не все нейтроны небольшая их часть (0,7% для 0,4% для 239ри) выделяется при радиоактивных превращениях осколков разделившегося ядра. Долю запаздывающих нейтронов обозначают р. Наличие запаздывающих нейтронов приводит к тому, что при внесении относительно небольшой положительной реактивности (Д/С СР) относительная скорость прироста мощности мала (период велик) и реактором легко можно управлять. При внесении больших реактивностей Д/С>Р относительные скорости велики (период мал). В табл. 11.1 приведены значения периода при различных значениях ДК/р (для реактора типа ВВЭР). [c.123]

Если I р I р, то период реактора определяется практически только запаздывающими нейтронами и оказывается достаточно большим, чтобы обеспечить удобное и безопасное регулирование цепной реакции. С увеличением положит, реактивности период рюактора быстро уменьшается. При р> период реактора почти полностью определяется временем жизни мгновенных нейтронов Tq тл уже не зависит от временных параметров запаздывающих нейтронов [c.682]

Общее количество энергии, выделяющейся за время импульса, рассчитывается на основании роста температуры и по измеренной полной активности серы [( , р)-реак-ция]. Результаты представлены в линейном масштабе на рис. 9.20 [721 кружками обозначены экспериментальные точки, а сплошная лиг ния (4Рд1акс ао) получена из уравнений (9.88), (9.89). Очевидно, что согласие между экспериментом и упрощенной теорией можно считать хорошим до значений ао 5 10 сек . Расхождение для больших скачков объясняется эффектами инерции, которые замедляют расширение топлива. Другими словами, расширение и, следовательно, связанная с ним страдательная обратная связь по реактивности отстают от температуры топлива. Это запаздывание по времени может быть существенным, если значение 1/ац сравнимо (или меньше) со временем, которое требуется звуковой волне-для того, чтобы пересечь сборку. Следовательно, эффект инерции заметен, если первоначальный период реактора мал (менее 20 мксек для сборки Годива И ). [c.412]

После двух кратких испытаний на реакторе Янки была проведена критическая оценка действия на реактивность мягкого регулирования на реакторе в Сакстоне [17]. Сакстонский реактор имел расчетную мощность 23,5 Мет (тепл.) при 140 кГ1см . Он мог работать без мягкого регулирования до 20 Мет. При 23,5 Мет примерно 16% поверхности зоны находится в кипящем режиме. Программа испытаний включала все возможные способы воздействия на реактивность. Основным методом оценки было детальное и точное сравнение предсказанной реактивности зоны и наблюдаемой реактивности установки. Все предсказания реактивности основывались на физических параметрах зоны, полученных при работе зоны со стержнями перед работой с мягким регулированием. Особенное внимание было уделено переходу от условий с пузырьковым кипением к условиям без пузырькового кипения. Работа с мягким регулированием началась 27 мая 1963 г. и продолжалась до 22 ноября 1964 г. Был проведен ряд специальных опытов для решения вопросов, изложенных в разд. 6.6. Рис. 6.16 является частью опытных данных, показывающих условия работы и необъяснимую накапливающуюся разницу между измеренным и предсказанным изменением реактивности в установке в единицах 0,1% Ak/k. Отметим, что наблюдаемая необъяснимая реактивность в основном положительная в рассматриваемый период и заметно не изменяется с увеличением мощности или изменением концентрации бора. Физические испытания показали, что накопление бора, если и происходило, то не влияло в какое-либо время на реактивность [c.177]

Пусконаладочные режимы. Они проводятся после окончания строительства и монтажа блока перед сдачей его в нормальную эксплуатацию. Пусконаладочные работы, но в уменьшенном объеме, могут проводиться также после ремонтов и реконструкции блока. Особенно значительный объем работ в пусконаладочных режимах проводится на головных энергоблоках серии. Задачей системы управления в этих режимах является в основном сбор информации о правильности функционирования всех технологических систем. На головных блоках для этого иногда устанавливаются дополнительные средства контроля, позволяющие глубже проанализировать работу технологического оборудования. Особенное внимание уделяется физическому пуску, когда в реактор загружается топливо и начинается цепная реакция. При этом нейтронный поток очень мал и мощность, выделяемая при делении топлива, исчисляется долями ватта. Однако достаточно дополнительно загрузить в реактор одну тепловыделяющую сборку или незначительно переместить регулирующие органы, чтобы вызвать разгон реактора с малым периодом. Поэтому при физическом пуске больщое внимание уделяется контролю нейтронного потока. При самом первом пуске данного реактора, когда начальный нейтронный фон в реакторе мал, применяется специальная аппаратура первого пуска, датчики которой максимально приближаются к активной зоне или вносятся внутрь ее. При повторных пусках реактора задача контроля упрощается, так как в реакторе все время присутствуют нейтроны, образующиеся за счет реакции выделяющихся из накопившихся продуктов деления у-квантов с ядрами материалов активной зоны. При физическом пуске наряду с контролем включена аварийная защита, осуществляющая введение отрицательной реактивности при уменьшении периода ниже заданного значения (обычно 10—20 с). [c.137]

Обычно выбор материалов для контура водо-водяных реакторов, которые работают при максимальной температуре 300° С, делают между углеродистыми и низколегированными сталями или аустенитными нержавеющими сталями. Скорость коррозии этих материалов низкая для нержавеющей стали при оптимальных условиях она составляет 0,5 г/м в месяц или 0,0007 мм в год, в то время как для углеродистых и низколегированных сталей 1,5—3 г/м в месяц или 0,0023—0,005 мм в год. Поэтому нет особой необходимости уменьшать возникающие напряжения или улучшать герметичность в хорошо контролируемых системах. Однако значительные проблемы связаны с продуктами коррозии, которые циркулируют через реакторную систему и высаживаются на поверхность металла или вымываются с нее непрерывно или периодически в зависимости от условий работы. Эти продукты коррозии обычно присутствуют в виде изолированных частиц диаметром <1 мкм и представляют собой шпинель типа R3O4, где R — железо, никель и хром. Скорость накопления продуктов коррозии в больших реакторах может достигать 10 0 г/сут. Они могут выпадать в осадок в зонах, где нет движения теплоносителя или действуют большие градиенты давления и высокие скорости теплопереноса, и собираться на поверхности тепловыделяющих элементов, где они активируются. Осажденное вещество воздействует на активацию, гидравлику, теплоперенос и реактивность. Наиболее значительный эффект состоит в том, что они могут после облучения в активной зоне высаживаться на участках, которые плохо защищены от радиации или которые имеют лишь временную защиту и поэтому могут представлять опасность для обслуживающего персонала. Активации подвергается большинство элементов, входящих в состав стали. Но для реактора с длительным сроком службы наибольшую опасность представляет нуклид Со из-за большого периода полураспада и высокой у-ак-тивности. Поэтому необходимо уменьшатд количество продуктов коррозии и связанную с ней радиоактивность, сохраняя низкую скорость коррозии. Важно также при изготовлении контура реактора использовать материалы с минимальным содержанием кобальта. Стеллиты, которые содержат значительное количество кобальта, не должны контактировать с теплоносителем. Другие сплавы надо выбирать с учетом минимального содержания кобальта. Это особенно относится к никелевым рудам, обычно содержащим кобальт, который не всегда удается полностью удалить в процессе экстракции. Различные условия работы реакторов PWR и BWR требуют различных методов контроля коррозионных процессов. [c.151]

Теплоноситель реакторов типа PWR представляет собой простую жидкую фазу, поэтому возможно введение твердых или газообразных добавок, которые остаются в растворе и оказывают ингибирующее действие. Первый контур реактора PWR менее разветвлен и более надежен, чем контур реактора BWR, поэтому возможность разуплотнения его меньше, что позволяет точно определять и длительное время сохранять неизменным состав теплоносителя в реакторе PWR на оптимальном уровне. У большинства легководных реакторов контуры почти полностью изготовлены из аустенитных сталей марок 304 и 321, а в реакторах ANDU и типа PWR, кроме того, используются углеродистые или низколегированные ферритные стали. Максимальная концентрация продуктов коррозии в контуре реактора такого типа в период работы колеблется от 0,020 мг/кг при концентрации водорода >2 см /кг до 0,200 мг/кг при концентрации водорода <2 см /кг. После завершения кампании максимальная концентрация их достигает 50 мг/кг. Независимо от того, какой материал используется, скорость коррозии уменьшается с увеличением pH от 9 до 11 (хотя в одном из последних исследований найдено, что скорость коррозии в воде высокой чистоты при pH = 7 может быть гораздо ниже). Высокое значение pH обычно сохраняют, добавляя гидроокись лития или поддерживая содержание кислорода на возможно более низком уровне. Последнее достигается деаэрацией воды и поддержанием постоянного давления водорода в резервных водяных емкостях. Кроме того, в теплоноситель реактора PWR обычно добавляют борную кислоту для изменения реактивности. Ее влияние чаще всего положительное, но она может адсорбироваться продуктами коррозии и, если последние выделяются в активной зоне, может иметь место скачок реактивности. Однако обычно нарушения работы водяного контура реактора PWR происходят редко. Единственной проблемой, требующей практического решения, является увеличение срока службы парогенератора в условиях активности и сведение к минимуму необходимости его дезактивации [7]. [c.152]

Дополнительные преимущества дает применение скользящего давления для блоков с реакторами типа ВВЭР, имеющими периодическую перегрузку горючего с полной остановкой реактора. В некоторый момент времени А (рис. VIII.24) запас реактивности, заключенный в регулировочных стержнях и борной кислоте, оказывается полностью исчерпанным вследствие выгорания горючего. Дальнейшая работа реактора с максимальной мощностью при номинальных параметрах теплоносителя в первом контуре при этом невозможна. На первом этапе эксплуатации АЭС в этот момент времени производилась перегрузка горючего. Однако в рассматриваемом случае реактор может работать еще некоторое время с постепенным снижением мощности (линия АВ). Использование этого мощностного эффекта [1] позволяет за период А м продления кампании реактора выработать при постепенно снижающейся нагрузке генератора дополнительное количество электроэнергии, измеряемой площадью [c.153]

Колебания давления и связанного с ним объемного паросодер-жания в каналах кипящего реактора оказывают существенное влияние на его мощность и могут привести к нежелательным изменениям параметров. В ходе эксплуатации вероятность таких колебаний давления очевидна. Они могут возникать при резких изменениях расходов пара или теплоносителя, при механических воздействиях на реактор в транспортных ус.повиях и т. д. Сложность вопроса усугубляется высокой динамичностью процессов, затрудняющей использование защитных средств. Кроме того, колебания давления и вызываемые ими кратковременные изменения условий теплообмена могут привести к длительному ухудшению теплопередачи (при гистерезисных явлениях перехода от пузырькового кипения к пленочному), что может привести к перегреву тепловыделяющих элементов. Проведенные исследования и оценочные расчеты показали, что колебания паросодержания с периодом 100 мс (инерционность возникновения парового эффекта реактивности) могут достигать 7—20%. Это может приводить к недо-нустиАшм увеличениям мощности. [c.176]

В некоторых типах реакторов выбор наибольшей расчетной средней глубины выгорания не только лимитирован условиями надежности твэлов, т. е. сохранения ими герметичности за весь период нахождения в реакторе, но и обусловлен техническими возможностями системы управления и защиты обеспечивать эксплуатацию зоны при большом начальном запасе реактивности в активной зоне, чтобы реализовать высокий уровень средней энерговыработки с 1 т топливной загрузки. [c.103]

Как правило, большинство ядерных реакторов АЭС работает в режимах равномерной частичной перегрузки. Например, реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 эксплуатируются в режиме равномерной частичной перегрузки, исходя из трех перегрузок за кампанию при средней продолжительности кампании около трех лет. Это позволяет вести периодические перегрузки примерно 1 раз в год, что удобно, поскольку перегрузка может быть совмещена с периодом минимума нагрузки энергосистемы и проведением соответствующих планово-предупредительных или капитальных ремонтов оборудования АЭС. Перегрузка на корпусных реакторах со вскрытием крышки позволяет обходиться сравнительно простой перегрузочной машиной, предназначенной для работы при снятой крышке, когда реактор остановлен и расхоложен. Как показывает опыт многолетней эксплуатации, такая перегрузка продолжается 15—25 сут, т. е. не влечет за собой значительного снижения коэффициента готовности АЭС. Запас реактивности для обес печения работы реактора в течение одного года также оказывается умеренным и может быть скомпенсирован органами СУЗ и вводом в теплоноситель борного поглотителя даже в таких тесных решетках размещения твэлов в ТВС, какими являются решетки реакторов водо-водяного типа. [c.111]

Регулируемая цепиая реакция деления ядер осуществляется в активной зоне реактора, где сконцентрирована топливная загрузка, имеющая определенный запас реактивности, что обеспечивает получение заданной мощности в течение расчетного периода времени. В активной зоне происходит непосредственный переход в тепло энергии, которая выделяется в результате реакций деления ядер урана и плутония. Это тепло отводится из активной зоны реактО [c.296]

Установка Ромашка проработала непрерывно с августа 1964 г. по апрель 1966 г. с незначительным изменением электрической мощности к концу этого периода. Опыт работы установки продемонстрировал работоспособность кремний-германиевого сплава в поле излучений реактора на быстрых нейтронах. Испытания установки показали также стабильность работы реактора на быстрых нейтронах и его саморегулируе-мость. Имевшийся автоматический регулятор реактора практически не использовался, если не считать компенсации потерь реактивности вследствие выгорания ядерного топлива. [c.227]

Активная зона заключена в корпус из нержавеющей стали и окружена радиальным бериллиевым отражателем толщиной около 5 см. Для регулирования реактора используются четыре полуци-линдрические бериллиевые секции, расположенные в радиальном отражателе. Поворот этих секций вокруг вертикальной оси изменяет их положение по отношению к активной зоне и увеличивает или уменьшает утечку нейтронов из реактора. Во< збежание самопроизвольного пуска реактора положение секций фиксируется стопорной чекой. Перед запуском установки на-орбите по команде с Земли чека разрывается, регулирующие секции поворачиваются на определенный угол и создают дополнительную реактивность. Две секции поворачиваются с большей скоростью с помощью пружин, две другие вращаются под действием электромоторов с меньшей скоростью. Указанные секции используются для регулирования в период вывода реактора на рабочую мощность и для компенсации изменений реактивности, вызываемых температурными и мощностными эффектами, накоплением ксенона и частичным перераспределением водорода в п вый период работы реактора на полной мощности (72 /). После этбго секции отключаются и дальнейшие потери реактивности, обусловленные утечкой водорода, выгоранием топлива и накоплением продуктов деления, компенсируются выгоранием самариевого поглотителя. [c.231]

Все три типа реакторов могут быть использованы для получения энергии. В правильной конструкции избыточная реактивность kg = kett—l) в каждом типе должна оставаться меньше, чем доля запаздывающих нейтронов р. Тогда скорость изменения мощности будет определяться периодом запаздывающих нейтронов и реактор будет управляемым. Ясно, что не существует элементов с большим сечением захвата для использования в качестве регулирующих стержней в реакторе на быстрых нейтронах. Как видно из атласа нейтронных сечений (вышедшего отдель-ным изданием) несколько элементов обнаруживают резонансные максимумы в области - 300 eV с величиной, достаточной для управления резонансным реактором. [c.265]

В реакторах типа ВВЭР (ВВЭР-365 и другие) кассеты СУЗ унифицированы и называются кассетами АРК. Эти кассеты выполняют функции и аварийной защиты (А), и автоматического регулирования мощности (Р), и компенсации медленных изменений реактивности (К), а в реакторах канального типа эти функции разделены между специальными стержнями, каждые из которых выполняют только свою функцию [аварийной защиты (АЗ), автона-, тического регулирования (АР) или компенсации медленных изменений реактивности (РР)]. Однако при необходимости немедленного заглушения реактора все они участвуют в подавлении цепной реакции, но в различные периоды эксплуатации реактора они могут быть в разном положении, поэтому их вклад в скорость прекращения реакции. разный, а стержни АЗ всегда вводятся в активную зону с одинаковой скоростью и в состоянии сами по себе заглушить реактор за заданный промежуток времени. [c.377]

Поэтому в зависимости от размера и характера течи может возникнуть такое положение, когда нарушится функциональное действие этих систем, таким образом, в период возникновения аварийной ситуации с необходимостью аварийного охлаждения активной зоны реактора оставшегося количества боросодержащей воды не хватит для подавления реактивности реактора и охлаждения активной зоны. [c.394]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...