Стартовая >> Архив >> Генерация >> Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах - Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Оглавление
Кинетика и регулирование ядерных реакторов
Физические основы регулирования
Ядерное топливо и воспроизводящие материалы
Цепная реакция деления
Энергия деления
Кинетика ядерного реактора
Кинетика реактора при линейном изменении реактивности
Изменение изотопного состава топлива и температурный эффект
Температурный коэффициент реактивности
Факторы, вызывающие изменение реактивности
Саморегулирование ядерных реакторов
Режимы перегрузок ядерного топлива
Реальные способы перегрузки ядерного топлива
Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах
Расчет органов регулирования
Материалы и форма поглощающих стержней
Жидкостное борное регулирование
Регулирование отражателем
Компенсация реактивности выгорающими поглотителями
Система управления и защиты ядерных реакторов
Органы управления и защиты канальных реакторов
Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах
Тепловыделение в поглощающих стержнях
Контроль за положением стержней управления и защиты
Калибровка поглощающих стержней
Реакторные измерения
Эффекты реактивности при выводе реактора на рабочую мощность
Безопасность работы ядерных реакторов
Моделирование нестационарных процессов
Исследование моделей динамики реактора на ЭВМ

В области высоких энергий нейтронов нет материалов с аномально высокими сечениями поглощения, как это имеет место в области тепловых энергий. Это создает определенные трудности в выборе материалов для компенсации реактивности. Однако в процессе работы реакторов на быстрых нейтронах, несмотря на глубокое выгорание топлива, изменение реактивности за время между перегрузками топлива невелико.
Это обусловлено тем, что коэффициент воспроизводства в активной зоне может достигнуть значения, близкого к единице, а шлакование слабо сказывается на изменении реактивности.
Невелики в этих реакторах и такие эффекты реактивности, как температурный и мощностной.
В то же время эффективность органов компенсации должна быть такой, чтобы в случае необходимости реактор можно было выключить с достаточным запасом по отрицательной реактивности.
Для управления и защиты в реакторе на быстрых нейтронах применяется аналогичная рассмотренным механическая система регулирования.

реактора   CANDU
Рис. 6.9. Общий вид реактора типа CANDU:
1 — цилиндрический корпус; 2 —трубы каландра; 3 —сбросные каналы D2O; 4 — сбросной бак; 5 — внутренний лист торцевой защиты; 6, 10 — входное и выходное охлаждение торцевой защиты; 7 — трубы технологических каналов; 8 — отвод и подвод теплоносителя; 9 — наружный трубный лист торцевой защиты; 11 — опорные стержни корпуса; 12 — каналы стержней СУЗ; 13 — оболочка корпуса; 14 — подвод гелия; 15 — коллектор входа

Рис. 6.10. Стержень АР реактора БН-600:

1 — головка для захвата; 2 — удлинитель; 3 — шарнир; 4 — теплоноситель; 5 — поглощающий стержень; 6 — кожух; 7 — наконечник
В качестве материалов подвижных стержней для воздействия на реактивность здесь в равной мере конкурируют как поглощающие, так и топливные композиции (подвижные ТВС). Недостатком последних являются, как уже отмечалось, более тяжелые условия работы подвижных ТВС. Использование поглощающих материалов несколько снижает коэффициент воспроизводства. Пока как в зарубежных, так и в отечественных реакторах (БН-350 и БН-600) используются поглощающие стержни на основе карбида бора В4С.
В реакторе БН-600 механическая система регулирования (см. рис. 4.21) сосредоточена в пределах центральной колонны, закрепленной на поворотной пробке. Всего в состав СУЗ входят 27 подвижных поглощающих стержней: 2 регулирующих, 19 компенсирующих и 6 аварийных. Размещение стержней управления и защиты в активной зоне показано на рис. 4.23.
Регулирующие органы БН-350 и БН-600 представляют собой пучки стержней диаметром 9,5 X 0,5 из поглощающего материала, заключенные в стальной кожух диаметром 73X1,5 (рис. 6.10) и охлаждаемые натрием. Снизу и сверху к пучку стержней крепятся на шарнирах хвостовик и подвеска. Верхняя часть подвески заканчивается головкой под захват тяги привода СУЗ. Во время перегрузки ядерного топлива поглощающие сборки расщепляются с приводами и остаются в активной зоне реактора.



 
« Исследования трубопроводов питательной воды энергоблоков 160-800МВт   Комплекс для электрической части системы регулирования и защит паровых турбин »
электрические сети