Conceptul de reactivitate
CR este posibilă numai în cazul în care cel puțin unul dintre neutronilor de fisiune născuți din nou produce o divizie de bază. Caracteristicile cantitative ale capacităților de RA - factorul de multiplicare efectivă (Keff), care este raportul dintre numărul de neutroni n2 într-un număr de generare dat de neutroni din generația anterioară a n1 (sau diviziunile nuclei) care precede imediat generație:
„Reactivitate“ și „marja de reactivitate“ ar trebui să se facă distincție. Reactivitate r - grad abateri de reactoare de la starea critică (ca Keff »1, r» dkef). Reactivitate marja rzap - posibila reactivitate maximă atunci când sunt complet extrase din amortizoarele de bază ale reactorului: rzap = Dkef / KEFF plin.
Modificări în numărul de neutroni reactor otravă determină o scădere sau o creștere a fluxului de neutroni, și, astfel, capacitatea sa.
Dacă informați în exces reactor reactivitatea densității de neutroni în reactor va varia în mod exponențial
n (t) = n0 · e # 961; · T / l în cazul în care # 961; Această reactivitate și l durata de viață a timpului o generație neytronov- de la naștere până la preluări.
Schimbarea r este însoțită de tranzitorie flux de neutroni plută-Ness datorită unei schimbări a lungul relație de timp între cantitatea de neutroni nzap nmgn instantanee și întârziate. Dacă un salt pozitiv r (interval 0 După aceea, de ceva timp, numărul de neutroni întârziate nzap rămâne la același nivel ca și crește nmgn imediat la o nouă valoare nmgn“. Prin urmare, scade fracția efectivă a neutronilor întârziate (nzap / nmgn ' Dezechilibrul și șoc r negativ, dar în acest caz BEF. crește pe măsură ce nmgn scade imediat, iar nzap ceva timp a rămas la același nivel. Prin urmare, cu aceeași valoare absolută r saltul de la valoarea zero, dar de semne opuse (+ r) F scădere este mai lent decât creșterea. În cazul r <0 снижение мощности с уровня Nо до N(l ), будет: În timpul funcționării, LE pe o influență putere staționare neutroni timp mort constitutiv disponibile. Dacă valoarea BEF r ³ (VVER-1000 Keff ≥ 1,0065) influențează rata de neutroni întârziate de variație a puterii LE încetează, această limită LE controlabilitatea. În acest caz, reactorul devenit critic în unele neutroni prompte. Din acest motiv, starea reactorului r = BEF. Se numește criticitate prompt. În absența controlului neutron reacția întârziată în lanț de fisiune nucleară ar fi extrem de dificil, dacă nu imposibil, deoarece aceasta ar necesita o administrare rapidă constantă a valorilor de reactivitate foarte mici, cu o precizie ridicată. Când o reactivitate pozitivă în reactor merge perioadă de accelerare scăzută: 1) Fie b = 0; reactorul este critica pentru neutroni prompte. Timpul de viață neutron termic este - t = 5 · 10 -5 s. Prin creșterea factorului de multiplicare efectivă la valoarea 0,001, obținem creșterea puterii într-o secundă: 2) Având în vedere durata de viață a neutronilor generarea neutron întârziat `l 0.1s. Prin creșterea factorului de multiplicare efectivă de aceeași cantitate de 0,001 obține înălțimea puterii după 1 secundă. 7. Perioada de reactor. Dependența perioadei de generare de neutroni durata de viață a reactorului. Schimbarea puterii RP in stare supercritica (KEFF> 1, r> 0) are loc în conformitate cu o lege exponențială: unde N (l) = N · BEF / (BEF - r) - după discontinuitatea puterii pe neutroni prompte din N0 valoare (la r = 0); T = l / Keff - perioada de reactor, adică timpul în care fluxul de neutroni și creșterea densității de putere în vremuri e; BEF = g · b = · 10 -3 6,4 - fracție eficientă a neutronilor întârziate; eficienta g- de neutroni întârziate, proporția care numărul total de neutroni de fisiune este b = · 10 -3 5,9. Valoare întârziată neutroni mai mari decât instantanee, datorită valorii mici a energiei medii a nașterii, care este egal cu 0,5 MeV (MeV la 2 pentru instantanee) și, prin urmare, o probabilitate mai mare pentru a evita scurgerile în timpul decelerării și difuzie. Acest lucru înseamnă că neutronul întârziat mai probabil să participe la menținerea reacției în lanț. Comunicarea între perioada și reactivitatea retard cu neutroni ing este exprimat prin relația, numit prim-plan muloy ore inverse. unde l - durata de viață a generării de neutroni prompte, c; bi - fracția de neutroni întârziate de grup i-lea; li - dezintegrarea fragmente constante surse de neutroni întârziate, c; tzap = 1 / lzap - in medie peste 6 grupuri întârziate de neutroni durata de viață a surselor de moloz (pentru U-235 - media instantanee (timp pentru a trăi) și i = 1 întârziere (timpul de întârziere) a generării de neutroni de neutroni pe viață. Durata de viață a neutronului întârziat constă în împărțirea timpului de reacție, durata de viață a fragmentelor de fisiune - sursă de neutroni crestături întârziat încetinirea timpului și difuzia neutroni întârziate. 0.083 s, atunci neutronii întârziată crește foarte mult durata de viață a generării (în ordinea de 2 sau mai multe) care, atunci când r 8. neutroni decalate, predecesorii lor. Ponderea durata medie de neutroni întârziate. Ca rezultat al reacției de fisiune nucleară, noi nuclee formate nu sunt stabile, deoarece supraîncărcat cu neutroni. Aceste nuclee, numite nuclee - precursori neutronice întârziate se descompun pentru a produce neutroni suplimentare. Astfel de neutroni se numesc întârziate, deoarece acestea nu formează imediat atunci când divizat, și cu alocarea de timp. Nuclee - precursori de neutroni întârziate sunt atât de multe și toate au perioadele lor de degradare. Prin urmare, o înregistrare a tuturor tipurilor de nuclee formate separat laborioasă și conduce la acumularea considerabilă erorii estimate (constantele de dezintegrare sunt cunoscute mai multe nuclee cu acuratețe scăzută). Toate nuclee - întârziate precursori neutronice sunt împărțiți în 6 grupe de perioade de degradare. Fiecare grup este caracterizat prin eliberarea de acțiuni și timpul de întârziere. Constantele Decay grupe adiacente diferă de 3 - 4 ori. O astfel de distribuție a nucleelor în grupuri face erori minime din cauza constante inexacte grup de cunoștințe. Parametrii fiecărui grup determinat prin spectrul de neutroni al reactorului și compoziția combustibilului nuclear. Timpul mediu de neutroni întârziate pentru U 235 - 12.7 secunde. Durata medie de viață lmngnov + l = = lzap lmngnov + = 0,09sek = 0,1 secunde pentru 235 U - fracțiune de neutroni întârziate, și 1- # 946; proporția de neutroni prompte. 9. Cerințe privind materialele utilizate în protecția și administrarea reactorului. Materialele absorbante trebuie să absoarbă mai eficient neutroni, care împart în spectrul energetic este maxim, adică, au o absorbție ridicată de neutroni în secțiune transversală a acestor energii. De asemenea, acestea nu ar trebui să schimbe proprietățile lor de mult atunci când se schimbă temperatura. Partea principală a CPS - corpurile care constituie tijele absorbante care conțin ca și materialele care conțin elemente de lucru, cum ar fi cadmiu, bor sau oțel (hafniu rar utilizate, indiu, argint) de lucru. Miezurile pot fi introduse Absorbant și scoase din miez. Toate părțile CPS lucrează reactoarele termice folosesc același mecanism fizic de reactivitate - absorbție de neutroni. Efectul tijelor de absorbție de neutroni în principal asociat cu reactia (n, # 945;), sau semnificativ mai mică (n, # 947;). Prin gradul de absorbție a neutronilor distinge absorbant „negru“, având o secțiune foarte mare absorbtii neutronice termice, și „gri“, absorbind doar o parte din neutroni incidente pe ele. În unele cazuri, gunoierii „gri“ preferat „negru“, deoarece ei fac neutroni minime de câmp perturbatiilor locale. In plus, „negru“ tije, au o viață mai scurtă decât „gri“, după cum având o înaltă absorbție secțiune transversală, acestea se estompeze rapid. 10. Bohr și caracteristicile sale ca absorbant în comparație cu alte materiale. Borul (B 10) - absorbantul cel mai frecvent utilizate. Este folosit în reactoare termice și rapide. Borul este folosit în miezuri de absorbție, și în reglarea fluidului. 10 B + n = Li 7 + 4 + El # 947; 10 B + n = H 3 + 4 + 2HE # 947; In fiecare reacție eliberat aproximativ 3 MeV, astfel încât utilizarea regulatorilor cu bor necesită un sistem de răcire. Borul este folosit sub formă de granule de carbură de bor B4 C, ambalate în tije metalice. Cel mai înalt punct de topire - aproximativ 2300ºS. Secțiunea transversală de absorbție a 4000 hambare - media. Cea mai mare gadoliniu - 46000. 11. Burn-out de combustibil nuclear. Adâncimea arsurii. Marja de reactivitate pentru burnup combustibil. Numărul de combustibil fisionabil încărcat într-un reactor în timpul funcționării sale scade continuu din cauza fisiune U și neutron radiativ le captura. Acest proces se numește burnup combustibil. Burnout asociată cu dependența burnup liniară. Partea principală a combustibilului este determinată de numărul de partiții U 235 nuclee pentru un anumit timp pe puterea reactorului. Greutatea în grame nucleele separate pe durata timpului t a puterii reactorului pe N, adică la burnup Q = N · t, este egal cu mdel 5 = 1,05 · Nt = Q · 1,05, unde U 235 - 1,05 grame în greutate, burnup Unitatea de la 1 MW · zi. De fapt, această valoare caracterizează acumularea de produse de fisiune în grame pe tona de uraniu, ca diviziunea de 1 g de uraniu (adică acumularea de produse de fisiune 1 g) însoțite dat aproximativ 1 MW · zi de eliberare a energiei. VVER-440 cu campania în trei ani, cu utilizarea de suprasarcini parțiale-guvernamentale o dată pe an, burnup medie de: B = 28 ¸ 30 MW d / kg. burnup # 961; SHL - un indicator al utilizării combustibilului nuclear. Mai multe metode de determinare a burnup. Definiția cea mai obișnuită de ardere în reactoarele nucleare termice - raportul dintre energia generată în reactor, greutatea uraniului încărcat: Unitatea de masura burnup - ziua MW / KGU. Este de asemenea folosit adesea profunzimea conceptului de epuizare, exprimat în termeni relativi: în care mU - masa de uraniu încărcat în reactor, t; # 916; mU - masa combustibilului ars, adică. Pentru a converti adâncimea epuizare # 961; SHL. exprimate în unități absolute (ziua MW / KGU), în # 961; SL în unități relative (%) ar trebui să fie conștienți de faptul că 1% din corespunde de combustibil ars reactor ore la putere nominală fără supraîncărcare (deplasări) ale combustibilului numit campania reactorului. Timpul de rezidență a combustibilului în miezul reactorului care funcționează la puterea nominală (timp efectiv) se numește o campanie de combustibil. Burnup, după cum rezultă din definițiile asociate cu combustibil de campanie liniar. campanie de combustibil și, în consecință # 961; SHL este determinată în principal, tije de rezistență la radiații. Datorită 235 U burnup scade Keff. în consecință, reactivitatea și marja de reactivitate. Schimbarea reactivității din cauza epuizare - un proces îndelungat. Depinde numai de reactor de producție de energie. De aceea, reactorul încărcat inițial cantitate de combustibil mai mare decât este necesar pentru a ajunge la criticitate. Reactivitatea corespunzătoare cantității în exces de combustibil se numește marja de reactivitate la epuizare. La începutul excesului de reactivitatea trebuie compensată prin introducerea în miezul unui material absorbant de neutroni este puternic și având o reactivitate negativă. Un astfel de material poate fi controlarea bare de control care conțin izotopi de absorbție (de obicei - 10 V). Cu toate acestea, utilizarea de bare de control pentru compensarea reactanță nu este de dorit, deoarece acestea contribuie cu o mare eterogenitate în domeniul de neutroni. În plus, atunci când o situație de urgență se produce mai devreme în campanie redusă de protecție de urgență de eficiență, în parte pentru că tijele sunt introduse în zona. Prin urmare, este necesar să se mărească greutatea fizică a PR. În reactoarele cu apă sub presiune utilizate la începutul izotopului 10 B sub formă de acid boric dizolvat în agentul de răcire cu apă. Deoarece combustibilul de ardere se reduce concentrația de bor, introducând astfel o reactivitate pozitivă.