Концепцията на реактивност
CR е възможно само ако поне един от неутрони делене, родени отново произведе ядро дивизия. Количествени характеристики на възможностите на РА - фактор ефективното умножение (keff), която е съотношението на броя на неутроните в п2 брой даден поколение на неутроните в предишното поколение n1 (или ядра разделения), непосредствено предхождащ поколение:
"Реактивност" и "реактивност марж" трябва да бъдат разграничени. Реактивност R - степен отклонения реактор от критичното състояние (като keff »1, тогава R» dkef). Реактивност марж rzap - максимално възможно реактивност при пълно екстрахира от основните абсорбери на реактора: rzap = Dkef / keff пълен.
Промени в броя на неутрони реактор отрова предизвиква намаляване или увеличаване на неутронния поток и по този начин качеството му.
Ако информира излишък реактор реактивността на плътността на неутроните в реактора ще варира експоненциално
N (т) = n0 · д # 961; · T / л, където # 961; Това реактивност и л живота на едно поколение neytronov- време от раждането до поглъщане.
Промяна г е придружено от преходна сал-ност неутронен поток поради промяна с течение на времето връзка между размера на моментните и забавени nmgn nzap неутрони. Ако положителен скок г (диапазон 0 След това, в продължение на известно време, броят на забавените неутрони nzap остава на същото ниво, както nmgn увеличава незабавно до нов nmgn стойност ". Следователно, намалява ефективното фракцията на забавени неутрони (nzap / nmgn " Дисбаланс и отрицателен шок R, но в този случай BEF. се увеличава nmgn веднага намалява и nzap известно време остават на същото ниво. Следователно, със същата абсолютна стойност R скок от нулева стойност, но противоположни знаци (+ г) намаляване F е по-бавно от увеличение. В случая на R <0 снижение мощности с уровня Nо до N(l ), будет: По време на работа LE върху неподвижна влияние мощност мъртвото време-учредително неутрони разположение. Ако BEF стойност R ³ (VVER-1000 Keff ≥ 1,0065) повлияе на скоростта на забавени неутрони LE вариант мощност престава, тази граница LE управляемост. В този случай, реактора стане критична, в някои бързи неутрони. Поради тази причина състояние реактор г = BEF. Тя се нарича ред на критичност. При липса на забавено контрол неутрони ядрено делене верижна реакция ще бъде изключително трудно, ако не и невъзможно, тъй като това ще изисква постоянно бързото прилагане на много ниски стойности на реактивност с висока точност. При положителна реактивност в реактора отива ниско период ускорение: 1) Да б = 0; реактора е от решаващо значение за бързи неутрони. Времето на топлинна неутронна живот е - т = 5 · 10 -5 а. Чрез увеличаване на ефективната коефициент за умножение на стойността 0.001, ние получаваме увеличението на мощност за една секунда: 2) При забавено неутрони живот поколение неутрони `л 0,1 сек. Чрез увеличаване на ефективната коефициент за умножение от същото количество от 0.001 получи височина сила след 1 секунда. 7. период на реактора. Зависимост на периода на генериране на неутрони на живот реактор. Промяна RP мощност в свръхкритично състояние (Keff> 1, г> 0) протича по експоненциален закон: където N (л) = N · BEF / (BEF - R) - след прекъсване мощност на бързи неутрони от N0 стойност (при г = 0); Т = л / Keff - период на реактора, т.е. времето, през което неутронния поток и увеличение плътност на мощността в д пъти; BEF = г · б = 6,4 · 10 -3 - ефективна част от забавени неутрони; g- ефективност на забавени неутрони, делът на които общият брой на делене неутрони е б = 5,9 · 10 -3. Стойност забавени неутрони по-високи от мигновен, тъй като на по-малката стойност от средната енергия на раждане, което е равно на 0.5 MeV (MeV до 2 за мигновен), и следователно по-голяма вероятност да се избегне изтичане при намаляване на скоростта и дифузия. Това означава, че забавеното неутрона по-вероятно да участват в поддържането на верижна реакция. Комуникацията между периода и забавено реактивността с неутронно-ING се изразява чрез съотношението, наречен предния muloy обратни часове. където L - живота на генерирането на бързи неутрони, С; дву - фракция на забавени неутрони I-та група; Li - разпад постоянни фрагменти източници на забавени неутрони, С; tzap = 1 / lzap - средно над 6 групи забавени неутрони живот на отломки източници (за U-235 - средната стойност на моментната (време да живеят) и аз = 1 забавяне (закъснение) на поколение неутрони неутронния живот. Жизненият цикъл на забавено неутрона състои от разделяне реакционното време, времето на живот на фрагментите делене - източник убождания забавено неутрони забавя времето и дифузия на забавените неутрони. 0.083 S, тогава забавените неутрони значително увеличаване на времето на живот поколение (от порядъка на 2 или повече), че когато г 8. Забавени неутрони, техните предшественици. Делът на средния жизнен цикъл на забавени неутрони. В резултат на реакцията на ядрено делене, нови образувани ядра не са стабилни, защото претоварен с неутрони. Тези ядра, наречени ядра - забавени неутрони разлагат да произвеждат допълнителни неутрони. Такива неутроните се наричат забави, тъй като те не образуват веднага когато е разделен, както и с разпределение на времето. Ядра - предшественици на забавени неутрони са толкова много и всички те имат своите периоди на разпад. Следователно, запис на всички видове ядра образуван отделно трудоемък и води до натрупване на значителен прогнозната грешка (гниене константи са известни много ядра с ниска точност). Всички ядра - забавени неутрони се разделят на 6 групи от разпад периоди. Всяка група се характеризира с отделянето на акции и времето на закъснение. Разпадане константи съседни групи се различават по 3 - 4 пъти. Такова разпределение на ядра в групи прави минимална грешка поради константи неточни знания група. Параметри на всяка група определя от неутронния спектър на реактора и състава на ядрено гориво. Средната продължителност на забавени неутрони за U 235 - 12,7 секунди. Средната живот lmngnov + L = = lzap lmngnov + = 0,09sek = 0.1 секунди за 235 U - фракция на забавени неутрони, и 1- # 946; делът на бързи неутрони. 9. Изисквания за материалите, използвани в приложение и защита на реактора. Абсорбента материали трябва най-ефективно абсорбират неутрони, които споделят в енергийния спектър е максимална, т.е. има абсорбция високо неутронен напречно сечение на тези енергии. те също така не трябва да се променят много по-температурните промени на техните свойства кога. Основната част от CPS - работни органи, съставляващи поглъщащи пръти, съдържащи като работен елемент материали като кадмий, бор или стомана (рядко се използва хафний, индий, сребро). Абсорбиращи ядра могат да бъдат въведени и извадени от ядрото. Всички работни части CPS топлинни реактори използват една и съща физическа механизма на реактивоспособност - абсорбция на неутрони. Ефектът на пръти поглъщане на неутроните, свързани главно с реакцията на (п, # 945), или значително по-малко (п, # 947). По степен на поглъщане на неутроните се разграничат "черно" абсорбер с много висока термична напречно сечение поглъщане на неутроните, и "сивата", която поглъща само част от инциденти неутрони върху тях. В някои случаи, "сивата" акцептори предпочитани "черно", защото те правят минимални местните полеви смущение неутрони. Освен това, "черни" пръчки, имат по-кратък живот, отколкото на "сивия", тъй като с висока абсорбция напречно сечение, те бързо намалява. 10. Бор и неговите характеристики като абсорбер в сравнение с други материали. Бор (В 10) - най-често използваните абсорбера. Той се използва в термични и бързо реактори. Борен се използва в абсорбиращи ядра и в регулирането на течност. 10 B + п = Li 7 + 4 + Той # 947; 10 B + п = H 3 + 4 + 2Не # 947; Във всяка реакция освободен около 3 MeV, така че използването на регулатори с борен изисква охлаждаща система. Борен се използва под формата на гранули, от борен карбид В4С, опаковани в метални пръти. Най-високата точка на топене - около 2300ºS. Секцията абсорбция напречно на 4000 хамбари - среден. Най-високата гадолиний - 46000. 11. прегаряне на ядрено гориво. Дълбочината на изгаряне. Реакторната установка за изгаряне на ядреното гориво. Броят на заредения делящ горивото в реактора по време на работа непрекъснато намалява поради делене U и неутронно улавяне излъчващ тях. Този процес се нарича изгаряне на ядреното гориво. Burnout свързана с изгаряне на ядреното линейна зависимост. Основната част от горивото се определя от броя на дялове U 235 ядра за определено време на мощността на реактора. Тегло в грамове на отделените зърната по време на време Т на мощността на реактора на N, т.е. при изгаряне на ядреното Q = N · т, е равна на mdel 5 = 1,05 · Nt = 1,05 · Q, където U 1,05 - 235 грама тегло, Unit изгаряне на ядреното на 1 MW · ден. Всъщност, тази стойност характеризира натрупване на продукти на делене в грама на тон на уран, като разделянето на 1 г от уран (т.е., натрупването на продукти на делене 1 г) придружава дадена енергия освобождаване приблизително 1 MW · ден. ВВЕР-440 с кампанията през последните три години, с използването на частично неправителствени претоварване веднъж годишно, средната изгаряне на ядреното от: В = 28 ¸ 30 MW г / кг. изгаряне на ядреното # 961; SHL - показател за използването на ядрено гориво. Няколко метода за определяне на изгаряне на ядреното. Най-обичайното определение на изгаряне в ядрени реактори термични - съотношението на енергия, генерирана в реактора, теглото на заредения уран: Измерване на единица изгаряне на ядреното - MW дни / kgU. Той често се използва дълбочината на концепцията за прегаряне, изразена в относителни величини: където MU - маса на заредения уран в реактора, т; # 916; МУ - масата на изгорялата гориво, разбира се. За да се превърне дълбочина прегаряне # 961; SHL. изразена в абсолютни единици (MW дни / kgU), в # 961; SL в относителни единици (%) трябва да бъде наясно, че 1% от изгорелите съответства на горивото Часове реактор на номинална мощност, без претоварване (премествания) на горивото нарича кампанията на реактора. Времето за престой на гориво в активната зона на реактора, работещи при номинална мощност (в сила време) и се нарича горивна кампания. Изгаряне на ядреното, както следва от определенията, свързани с горивото на кампанията линейно. Гориво кампания, и следователно # 961; SHL се определя главно пръти устойчивост радиация. Поради 235 U изгаряне на ядреното намалява Keff. следователно, реактивността и границата на реактивност. Промяната на реактивността поради прегаряне - дълъг процес. Това зависи само от реактора за производство на енергия. Следователно реактора първоначално зареден количество гориво по-голяма, отколкото се изисква да се достигне критична. Реактивност съответстваща на излишък количество гориво се нарича реактивност марж да прегаряне. В началото на излишък реактивността трябва да бъде компенсирано чрез въвеждане в ядрото на абсорбиращ материал неутрони е силно и с отрицателен реактивност. Такъв материал може да се контролира контролни пръчки, съдържащи абсорбиращи изотопи (обикновено - 10 V). Въпреки това, използването на контролните пръти за обезщетение съпротивление не е желателно, тъй като те допринасят голяма хетерогенност в областта на неутрони. В допълнение, при възникване на критична възниква в началото на кампанията намалява аварийно ефективност защита, отчасти заради пръчките се въвеждат в зоната. Поради това е необходимо да се увеличи физическата тежест на ГП. В вода под налягане реактори, използвани в началото на изотоп 10 В под формата на борна киселина, разтворена в охладителя на вода. Както горящото гориво се намалява концентрацията на бор, въвеждане по този начин положителна реактивност.