Реактор, расчеты и реактивность

На основании представленных выше материалов можно сделать обш,ие выводы о том, что конкретная библиотека ядерных данных, используемая в расчетах, оказывается достаточно хорошей для нейтронов высоких энергий, например Еп 0,1 Мэе. Однако результаты расчетов реактивности указывают на возможность ошибок в некоторых сечениях. Таким образом, данные, используемые при расчетах и проектировании ядерных реакторов, особенно быстрых, необходимо постоянно переоценивать в свете новых измерений микроскопических сечений или на основе результатов интегральных экспериментов с критическими сборками. В этой связи показательные эксперименты, т. е. измерения высокой точности на критических сборках, обеспечивают возможность интегральной проверки как ядерных данных, так и расчетных методов. Особенно важно то, что в этих исследованиях используются разные критические сборки и проводятся самые различные измерения. В данном рассмотрении были выделены эффекты реактивности, однако суш,ествуют и другие возможности сравнения экспериментальных и расчетных данных некоторые из них отмечались в разд. 5.4.4. [c.226]

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]

Обычно ползучесть учитывается при расчете и конструировании деталей машин, находящихся в процессе эксплуатации длительное время в нагретом состоянии. В таких условиях работают, например, элементы конструкций паровых и газовых турбин, реактивных двигателей, ядерных реакторов, паровых котлов, узлы оборудования нефтяной промышленности, детали химических аппаратов и тепловых приборов. [c.244]

Программа разработки в основном включала детальные расчеты проблем применения борной кислоты и демонстрацию ее удовлетворительного поведения в работающих установках. При выполнении программы впервые наблюдалось влияние pH на реактивность реакторов с водой под давлением. Этот эффект был изучен подробно из-за его возможного отношения к безопасности реактора с водой под давлением. [c.162]

Задача определения потребностей в ядерных данных получила наибольшее развитие для определения требуемой точности расчета характеристик ядерных реакторов [2, 3], где требования к точности расчета функционалов поля излучения давно конкретизированы. Так, в [2] погрешность расчета коэффициента размножения 1% установлена из возможности без переделки конструкции реактора скомпенсировать соответствующую погрешность, погрешность коэффициента неравномерности (отношение максимального тепловыделения к среднему) I % получена из экономических соображений, а погрешность расчета мощности и температурного коэффициента реактивности 20% — из условия обеспечения безопасности эксплуатации реактора и т. д. [c.286]

Курс теории теплопроводности применительно к задачам инженерной практики. В книге рассмотрены аналитические, численные, графические и экспериментальные методы определения стационарных и нестационарных температурных полей в различных системах. Общие положения иллюстрируются подробным разбором многочисленных конкретных задач, в том числе таких сложных систем, как лопатка турбины, крыло реактивного самолета, ядерный реактор и др. Специальная глава посвящена методам моделирования тепловых систем. Каждая глава содержит библиографию и многочисленные задачи учебного характера. В Приложении даны таблицы значений некоторых специальных функций и корней трансцендентных уравнений, необходимых для аналитического расчета тепловых систем. [c.436]

Для учета влияния доплеровского уширения на реактивность и другие свойства реактора основные сечения в резонансной области, прежде чем использовать их при расчете групповых констант, должны быть выражены соответст [c.310]

Примером такого типа сравнения экспериментальных и теоретических результатов служит изучение влияния на реактивность сырьевых изотопов в спектре быстрого реактора. В эксперименте с быстрой сборкой нулевой мощности ZPR — III 45 температура стержня из урана-238 диаметром 2,5 см повышалась от 500 до 1100° К и измерялось получающееся уменьшение реактивности. В этом частном случае было получено значение Ak/k, равное —26,8 10 [122]. При расчете определяли эффективные (многогрупповые) сечения, поток нейтронов в реакторе и сопряженною функцию, и величина Ak/k оценивалась с помощью уравнения (6.71). Наилучшее значение, полученное таким методом, равнялось — 26,4 Ю" . [c.363]

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]

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]

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]

Задача, рассмотренная выше, была рассчитана по некоторым приближенным методикам. Первой была использована обычная точечная модель реактора с форм-функцией невозмущенного состояния реактора в уравнениях (9.10) — (9.16). Ввиду резкой деформации нейтронного поля это приближение, как и следовало ожидать, дало плохой результат максимальный поток тепловых нейтронов занижен в 10 раз (рис. 10.4). Изменение реактивности во время переходного режима также сильно отличается от полученного с помощью точного численного расчета (см. рис. 10.2). [c.425]

Ядерны реакторы с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем — наиболее ясный пример этого, поскольку рабочие характеристики таких реакторов главным образом определяются поведением нейтронов в реакторе. Следовательно, на основе статистических нейтронно-физических расчетов реакторов указанного типа можно определить такие характеристики, как температурный коэс )фициент реактивности, связанный с доплеровским уширением резонансов и сдвигом энергетического спектра тепловых нейтронов. Подобные расчеты будут подробно обсуждены в этом разделе. [c.454]

В рассмотренных выше реакторах перенос нейтронов достаточно хорошо описывается многогрупповым диффузионным или Рх-приближением, потому что размеры активных -зон подобных реакторов велики по сравнению со средним свободным пробегом и длиной миграции нейтронов. Однако в пределах отдельной ячейки решетки реактора должна быть рассчитана детальная зависимость нейтронного потока от координат, энергии и направления движения нейтронов. Особенно это необходимо для точного вычисления вероятности избежать резонансного захвата и для определения коэффициента теплового использования. Эти два коэффициента имеют решающее значение для поддержания критичности реактора и для изучения его температурных эффектов. Последующее обсуждение будет в основном посвящено расчетам критичности реактора и температурных коэффициентов реактивности для различных моментов кампании реактора. [c.456]

Результатом работы указанных программ являются реактивность (или коэффициент размножения), пространственные распределения потока нейтронов и скоростей различных процессов. Из распределения скорости деления можно получить распределение тепловыделения по реактору. Учитывая результаты расчетов отдельных ячеек реактора, которые описывают тонкую структуру потока нейтронов, можно получить данные о пространственном распределении скоростей процессов в пределах отдельных топливных элементов реактора. [c.459]

Изменяя температуру различных зон -реактора, можно вычислить температурные коэффициенты реактивности либо прямыми расчетами возмущенного и невозмущенного состояний реактора, либо с помощью формул теории возмущений. Таким образом может быть рассчитано изменение реактивности при переходе от комнатной температуры к рабочей температуре реактора. [c.459]

В табл. 10.4 и 10.5 представлены значения изотермического коэффициента реактивности и его компонент, рассчитанные на начало и на конец кампании реактора [83]. Для расчетов были использованы описанные выше многогрупповые методы и соответствующие программы для ЭВМ, причем учтено действие родия-103. Относительно малый вклад вероятности избежать утечки из реактора в полный температурный коэффициент связан со слабыми изменениями пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе при повышении температуры активной зоны. [c.468]

Для обоих методов покажите, как уравнения кинетики точечного реактора могут быть использованы для интерпретации экспериментальных данных и определения реактивности. Обсудите круг проблем, возникающих при необходимости учета пространственных эффектов, и опишите способ расчета пространственных эффектов с помощью стационарных уравнений. Имеют лн описанные методы какие-либо преимущества перед методом импульсного источника нейтронов [c.469]

При эксплуатации реакторов давление и температура, как основные расчетные параметры, существенно изменяются, что делает, по существу, нагружение реакторов не статическим, а циклическим с различными скоростями для различных режимов работы. Близкое к статическому нагружение имеет место при стационарных режимах работы на номинальной мощности. Циклический характер нагружения несущих элементов ВВЭР обусловлен соответствующими нормальными и возможными аварийными режимами работы. К расчетным режимам относятся гидроиспытания, пуски, остановы, работа на номинальных режимах, изменение мощности, сраба-тьшание систем аварийной защиты. В число режимов, подлежащих учету при обосновании прочности и ресурса реакторов, следует отнести также аварийные режимы, которые могут возникнуть при полных или частичных разрушениях некоторых элементов первого контура (например, основных или вспомогательных трубопроводов), при импульсных или сейсмических воздействиях. Введение в расчеты прочности и ресурса этих аварийных режимов должно осуществляться по мере накопления исходной расчетной информации по изменениям давлений, температур, инерционных усилий, смещений опор оборудования, перемещений систем трубопроводов, реактивных усилий от теплоносителя. Общее число полных остановов в течение года может изменяться от 1-2 до 10-12 при этом более частые полные разгрузки реакторов, как правило, имеют место в начале эксплуатации, когда происходит приработка оборудования и возникают нарушения в работе. [c.18]

Подкритичность и запас реактивности определяют сравнением с предыдущим критическим состоянием реактора. При этом в зависимости от условий, при которых предполагается выводить реактор в критическое состояние, его сравнивают либо с состоянием во время предыдущего пуска, либо с критическим состоянием перед последним остановом, когда реактор работал на мощности. И в том и в другом случае, поскольку реактор был на мощности, необходимо знать условия, при которых было это критическое состояние мощность реактора, температуру активной зоны, концентрацию борной кислоты (в реакторах, где она используется), количества и номера всех полностью извлеченных твердых поглотителей и положение по высоте всех частично извлеченных поглотителей. Тогда запас реактивности можно подсчитать либо в единицах количества стержней (кассет) регулирования, оставшихся неизвлеченными и неполностью извлеченными из активной зоны, либо в абсолютных единицах, зная вес каждого стержня (кассеты). Первый способ (расчет количества неизвлеченных стержней) обычно используют для быстрого одиночного расчета, второй — для уточненног(5 расчета запаса реактивности. Очевидно, что при равных условиях в двух разных случаях запасы реактивности реактора должны быть равны, а отличие их определяется отличиями в состоянии активной зоны [c.396]

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]

Критическая масса ракеты, расчет которой был произведен в предыдущем разделе, весьма велика, порядка 1000 т. Есть основания полагать, что в не слишком отдаленном буд тцем можно будет говорить об уменьшении этой величины до 100 т. Следует сказать несколько слов о том, каковы возможные пути уменьшения критических размеров. Естественно заключить, что для уменьшения критического размера реактора можно применить отражатель. Однако следует иметь в виду, что при констр ирова-нии таких ядерных установок, какой является ядерная ракета, ядерный реактивный двигатель, ядерный турбореактивный двигатель, одним из важнейших факторов, определяющих общие свойства машины, является вес двигателя. Вес должен быть сведен к минимуму. Поэтому, если с применением отражающей оболочки удельный вес двигателя, т. е. вес, приходящийся на единицу производимой этим двигателем энергии, при этом увеличивается, то это означает, что применять отражатель невыгодно. Элементарный подсчет показывает, что если отражающий слой тонок, так что толщина его того же порядка, что и средняя длина поглощения материала отражателя для нейтронов, то критический размер реактора уменьшается приблизительно на толщину отражающей оболочки. Другими словами, общий размер реактора, считая вместе с отражающим слоем, остается приблизительно таким же, как и для случая реактора без отражателя. Для реактора, рассмотренного в предыдущем разделе, средняя плотность материалов равна всего 0,68 г/см . Если в качестве отражающей оболочки применить бериллий, то плотность материала отражателя будет [c.204]

После перегрузки, капитального или среднего ремонта изменяется запас реактивности реактора и достижение критическвго состояния происходит при другом положении органов СУЗ (и концентрации борной кислоты в реа,кторах типа ВВЭР), чем перед перегрузкой и ремонтом. Поэтому необходимо определить новый запас реактивности и глубину подкритичности путем несложного расчета, пользуясь определенными при физическом и энергетическом пусках коэффициентами реактивности и значениями веса извлеченных и установленных во время перегрузки ТВС, органов СУЗ и других поглотителей. При простое в резерве более 3 сут все корот-коживущие изотопы в активной зоне распадутся и поглощение нейтронов будет определяться только материалами активной зоны и долгоживущими продуктами распада (щлаками), поэтому критическое состояние будет отличаться ох того, которое было до останова не только из-за отличия мощности и температуры, хотя перегрузок и не было. Запас реактивности в реакторе после сброса поглотителей СУЗ зависит от ряда причин, в том числе от времени, прощедщего с момента последней перегрузки, и от уровня мощности, на котором работал реактор. [c.396]

Для расчетов температурных коэффициентов реактивности, результаты которых обсуждаются ниже, применялись две программы, основанные на многогрупповом диффузионном приближении GAZE-2 [671 для одномерных реакторов и GAMBLE [68] для двухмерных. Обе программы допускают переход нейтронов в верхние группы при рассеянии в тепловой области. При расчете цилиндрических реакторов по одномерной программе вводится поправка DB для учета утечки в аксиальном направлении (см. разд. 6.4.10). При расчеге двухмерного реактора, например конечного цилиндра в г, г)-геометрии, такая поправка не требуется. [c.458]

Величины коэффициента размножения и изотермического коэффициента реактивности для реактора Колдер-Холл рассчитаны по многогрупповой методике (см. разд. 10.3.3). Результаты, интерпретированные в соответствии с формулой четырех сомножителей, представлены в табл. 10.2 (начало кампании) и в табл. 10.3 (при выгорании 800 Мвт ymKulm, т. е. приблизительно в середине кампании) [73]. При расчетах данных табл. 10.3 отравляющий эффект продуктов деления, включая ксенон-135 и самарий-149, не рассматривался, т. е. все изменения реактивности связаны лишь с выгоранием урана-235 и накоплением плутония-239. [c.463]

Несмотря на то, что при расчете рассмотренных температурных коэффициентов был сделан ряд существенных упрощений (равномерное по топливному элементу выгорание урана-235 и накопление плутония-239, пренебрежение поглощающим действием продуктов деления), расчетные данные находятся в хорошем согласии с экспериментальными [74]. На первый взгляд может показаться, что положительный изотермический температурный коэффициент реактивности в середине кампании реактора при температуре около 500° К может вызвать неустойчивость работы реактора. Однако, благодаря отрицательному мгновенному температурному коэффициенту топлива и большой теплоемкости замедлителя, приводящей к медленному увеличению температуры реактора, в управлении реактором перемещениями регулирующих стержней или другими способами не возникает особых трудностей. Это подтверждено изучением переходных режимов на реакторе Колдер-Холл [75] во всех опытах реактор оставался устойчивым, а если тепловыделение увеличивалось, то очень медленно. [c.465]

Следует обратить внимание на два аспекта расчетов, проведенных для реактора Колдер-Холл . Во-первых, влияние равновесных концентраций ксенона-135 и самария-149 на температурные коэ( ициенты реактивности определено лишь для начала кампании реактора. Основное влияние этих изотопов связано с уменьшением коэффициента теплового использования. Их воздействие на температурный коэффициент реактивности демонстрируется на рис. 10.22 [76]. [c.465]

Для блокированного выгорающего поглотителя из бора-10 эффективное сечение поглощения падает с температурой медленнее, чем для элемента с сечением, пропорциональным 1/и, и это дает отрицательный вклад в член (1//) [д11дТ). В определенных условиях, например, в конце кампании реактора Пич-Боттом при максимальном накоплении урана-233 и минимальном содержании бора-10 и в присутствии ксенона-135 влияние смещений спектра тепловых нейтронов на изотермический температурный коэффициент реактивности, как показывают расчеты, мало и может быть положительным [80]. Поскольку мгновенный температурный коэффициент отрицате чен и больше по абсолютной величине, полный изотермический коэффициент реактивности остается отрицательным, т. е. безопасность работы реактора обеспечивается. [c.467]

Реактор с проходными сечениями и тепловой мощностью требуе-МОИ В0ЛИЧИНЫ дО /ик0н иМ 0ть поло кит0льную реактивность его р2.3 меры должны быть больше критических. Ниже приводится упрощенный расчет реактора на тепловых нейтронах без отражателя. [c.375]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...