Управление ядерным реактором

1. Управление ядерным реактором

8 ÿ÷ååê “ï î äï è òî ÷í î é ” çî í û .
ÒÊ ñ ÒÂÑ, è ì åþ ù è ì è 50% âû ãî ðàí è ÿ.
Ê àí àë ñ ÓÑÏ (Ê ÐÎ ).
П
Ðè ñ. 3.1 Ðàñ÷åòí àÿ ñõåì à ï ëî ñêî é ï î ëè ÿ÷åé êè .

2.

3.

В одной группе
dn
D - a f
d
åñëè ðåàêòîð êðèòè÷åí
0 D - a ê à
åñëè ðåàêòî ð åù å è î äí î ðî äåí
0 D - a ê à
èëè
( ê 1)
0 èëè
2
L
B 0
2

4.

(1)
Внесём в малый объём V1 возмущение
Следовательно в этом объёме
Чтобы реактор остался в критическом состоянии нужно изменить
В2 в реакторе на величину В2.
Тогда уравнение будет выглядеть
(2)
где

5.

(1)
(2)

6.

7.

Если возмущение небольшое, то можно предположить, что
Ф Ф0
И следовательно,
( ê 1)
B
2
L
2
Если считать, что В2= В2- В02 и L2 не меняется, то

8.

подставив, получим

9.

следовательно,
При этом помним, что k= - реактивность

10.

Рис. 1. Схематическое изображение конструкции
стержней РР
a)
б)
К
< 0 >0
-
+
а) стержень в верхнем положении; б) начальная стадия погружения.
- поглотитель;
- cтолб воды;
- вытеснитель.

11.

Рис. 2. Изменение реактивности при погружении
стержней
1.0
0.8
Реактивность, бета
0.6
0.4
0.2
нестационарный расчет STEPAN
0.0
статический расчет
-0.2
-0.4
0
1
2
3
4
Время, с
5
6
7

12.

Рис. 3 Изменение аксиального усредненного по
активной зоне нейтронного поля при погружении
стержней. Верх активной зоны-справа.
3 .0
1-0c
2 - через 1 с
2 .5
3 - через 2 с
Нейтронный поток, отн. ед.
4 - через 3 с
5 - через 4 с
2 .0
1 .5
1
1 .0
2
3
0 .5
4
5
0 .0
0
1
2
3
4
В ы сота а.з., м
5
6
7