Главная | Случайная
Обратная связь

ТОР 5 статей:

Методические подходы к анализу финансового состояния предприятия

Проблема периодизации русской литературы ХХ века. Краткая характеристика второй половины ХХ века

Ценовые и неценовые факторы

Характеристика шлифовальных кругов и ее маркировка

Служебные части речи. Предлог. Союз. Частицы

КАТЕГОРИИ:






Мгновенное значение величины периода реактора есть отношение мгновенного значения нейтронной плотности к мгновенному значению производной плотности нейтронов в реакторе.




Иначе: (11.21)

Нейтронная мощность реактора измеряется, как известно, с помощью нейтронных камер, по величине электрического тока камер, пропорциональной величине измеряемой нейтронной мощности реактора. Из последней формулы для Т вытекает, что для измерения мгновенного значения величины периода реактора Т(t) следует выходной сигнал ионизационных камер:

n продифференцировать (в дифференцирующем блоке);

n подать сигналы, пропорциональные n(t) и dn/dt на вход логарифмирующего усилителя, преобразующего натуральные их значения в логарифмические;

n подать выходные сигналы с логарифмирующего усилителя на суммирующее устройство, в котором получается сигнал, пропорциональный их разности (и пропорциональный величине логарифма периода реактора Т);

n подать полученный сигнал на показывающий электроизмерительный прибор с логарифмической шкалой.

 

Сумматор

Ток от ИК (º n(t)) n(t) Логарифмирующий ln n(t)

усилитель

На показывающий

Дифференцирующий

блок dn/dt прибор

 

ln(dn/dt)

 

Рис. 11.6. Принципиальная блок-схема измерителя периода удвоения мощности реактора.

 

Указанное в схеме логарифмирование сигналов является вынужденной мерой, поскольку в стационарном состоянии период реактора Т (и период удвоения мощности Т2), как известно, имеют бесконечно большие величины, и в натуральном масштабе индикация величины периода оказывается технически невозможной (для этого потребовался бы показывающий прибор с бесконечно широкой шкалой).

 

Краткие выводы

 

Кинетика реактора - раздел теории, изучающий и описывающий закономерности изменения во времени плотности нейтронов в реакторе при ненулевых реактивностях постоянной величины.

В кинетическом описании переходных процессов существенную роль играет величина времени жизни поколения нейтронов в реакторе.

Элементарное уравнение кинетики реактора, которое не учитывает различий между мгновенными и запаздывающими нейтронами, не даёт полного объяснения закономерного характера переходных процессов n(t) в реальных реакторах при сообщении им реактивности. Его решение объясняет лишь экспоненциальную стадию в развитой части переходных процессов, но не даёт объяснения наличию в реальных переходных процессах стадии начального скачка плотности нейтронов, с которой начинается переходный процесс n(t). Это вынуждает заниматься более детальным изучением закономерностей генерации нейтронов в реакторе и выделять среди них запаздывающие нейтроны.

Запаздывающие нейтроны получаются за счёт выхода при делении ядер топлива тринадцати основных типов потенциально нейтроноактивных осколков деления, называемых предшественниками запаздывающих нейтронов. Предшественники, испытывая первым b-распад, в качестве дочерних продуктов этого распада дают нейтроноактивные излучатели запаздывающих нейтронов, из которых и испускаются запаздывающие нейтроны.

Отличия запаздывающих нейтронов, испускаемых различными излучателями, заключаются в различных величинах их начальной кинетической энергии и их абсолютными долями выхода, а также величинами времени запаздывания. Для более компактного описания тринадцать типов запаздывающих нейтронов объединены в шесть групп по принципу близости их основных характеристик. Эти шесть групп характеризуются усреднёнными значениями долей выхода, постоянных b-распада и начальной энергии. Средняя начальная кинетическая энергия запаздывающих нейтронов всех шести групп равна 0.49 МэВ, а суммарная доля выхода в общем балансе генерации нейтронов для запаздывающих нейтронов в критическом реакторе бесконечных размеров равна 0.0064 (для 235U) и 0.0021 (для 239Pu). В реальном уран-плутониевом топливе энергетических реакторов усреднённая величина доли выхода запаздывающих нейтронов в процессе кампании активной зоны снижается пропорционально уменьшению содержания 235U в топливе. В реакторах АЭС величина эффективной доли выхода запаздывающих нейтронов уменьшается от 0.0064 (для свежего топлива в начале кампании) до 0.0045 - 0.0050 (в конце кампании). В реакторах больших размеров (реакторах АЭС) величины теоретической и эффективной долей выхода запаздывающих нейтронов приблизительно равны (величина ценности запаздывающих нейтронов в этих реакторах близка к единице).

 

Роль запаздывающих нейтронов состоит в том, что относительно небольшое их количество в реакторе увеличивает значение среднего времени жизни поколения нейтронов как минимум на три порядка величины (от ~10 -4 до ~ 10 -1 с), благодаря чему и реализуется возможность безопасного управления реактором.

 

Характеристиками интенсивности развития экспоненциальных переходных процессов n(t) в реакторах являются период реактора и период удвоения мощности. Последняя характеристика для практика более удобна из-за простоты её “безоружного” измерения. Эти две характеристики пропорционально взаимосвязаны друг с другом зависимостью:

T2 » 0.693 Т, или Т » 1.44 Т2

Математической интерпретацией мгновенного значения изменяющегося периода Т является отношение мгновенных значений плотности нейтронов и производной плотности нейтронов в реакторе по времени.

 




Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском:

vikidalka.ru - 2015-2018 год. Все права принадлежат их авторам! Нарушение авторских прав | Нарушение персональных данных