Навигация

 

 Меню раздела

Основные условные обозначения
Индексы
Сокращения в тексте
Наименования организаций
Энергетический блок ТЭС или АЭС
Внешние регулируемые величины блока
Принципы регулирования энергоблоков
Математические модели и структурные схемы
Принципы моделирования
Аналоговые и цифровые модели
Цифровое моделирование
Способы получения математических моделей
Динамические свойства блоков
Полу эмпирические модели
Процесс эксплуатации
Типовые возмущения
Типовые звенья и структурные схемы
Элементы автоматического регулирования
Нелинейные звенья
Гармоническая линеаризация
Моделирование регуляторов
Математическое регулирование паротурбинных установок
Уравнение ротора
Моделирование паровых объемов
Моделирования влажно-паровых объемов
Моделирование поверхностных подогревателей
Применение операционного исчисления
Водяной тракт подогревателя
Точность математической модели
Моделирование парового пространства подогревателя
Масса конденсата греющего пара
Моделирование смешивающих подогревателей
Особенности моделирования конденсатора
Эквивалентирование подогревателей
Моделирование турбогенераторов
Моделирование энергосистем
Математическое моделирования парогенераторов
Моделирование системы топливоподачи
Моделирование топки
Моделирование конвентивного газохода
Моделирование активной зоны реактора
Уравнение кинетики реактора
Моделирование промежуточных контуров
Температуры теплоносителя в теплоотдающей части
Компенсаторы объема
Моделирование парогенераторов с многократной циркуляцией
Моделирование прямоточных парогенераторов
Моделирование питательного клапана парогенераторов
Структурные схемы парогенераторов
Сопротивление тракта пароперегревателя
Уравнение паропровода
Динамика регулирования энергоблока
Моделирование газового промперегревателя
Моделирование парового промперегревателя
Регулирование блоков в мощных энергосистемах
Автоматическое регулирование возбуждения
Мощностные характеристики турбогенераторов
Плановые и неплановые изменения нагрузки
Регулирование частоты в энергосистеме
Регулирование мощности
Регулирование перетоков мощности по МСС
Статическая устойчивость
Взаимное согласование параметров РОМ и АСР турбины
Динамическая устойчивость
Требования к статическим и динамическим характеристикам
Регулирование паровых турбин
Динамические характеристики мощных паровых турбин
Влияние паровых объемов
Амплитудно-фазовая характеристика системы
Влияние промежуточных объемов
Динамические характеристики влажно-паровых турбин
Роль парового промперегрева
Импульсные характеристики турбин
Система регулирования мощных паровых турбин ПО ЛМЗ
Системы регулирования турбин ХТГЗ
Система снабжена ЭГП
Влияние системы регенеративного подогрева
Динамическая структура объекта регулирования
Динамика регулирования при наборе нагрузки
Регенеративные отборы пара
Регулирование котлов
Регулирование питания прямоточных котлов
Регулирование температуры перегрева пара
Возможности регулирования температуры перегрева
Аккумулирующая способность котла
Настройка отдельных регуляторов
Принципы регулирования ядерных реакторов
Возрастание потока нейтронов
Регулирование нейтронной мощности
Система управления и защиты
Борное регулирование
Роль температурного эффекта реактивности
Неоновое отравление реактора
Регулирование конденсаторных энергоблоков
Взаимное влияние парогенератора и турбины
Математическая модель ядерного энергоблока
Контуры регулирования основных регулируемых величин
Регулирование энергоблоков ТЭС
Передаточная функция и частотные характеристики
Первичное управление котлом
Корректирующие связи в системах
Форсирующие связи
Стабилизирующие связи
Физическая природа
Регулирование энергоблоков
Схемы с задающим регулятором
Управление клапанами турбины
Динамические свойства энергоблоков
Первичное управление котлом
Комбинированное регулирование
Первичное управление котлом
Повышение эффективности участия блока
Типовые схемы АСР энергоблоков
Особенности регулирования энергоблоков АЭС
Недостатки программы регулирования
Применение программы
Блоки с канальными реакторами
Регулирование теплофикационных энергоблоков
Рациональный способ использования пара
Принцип автономности
Физические основы автономного регулирования
Характерные режимы теплофикационной турбины
Критерии автономности
Необходимое условие автономности системы
Условие полной автономности
Схемы регулирования теплофикационных энергоблоков
Нарушения автономности
Схемы регулирования теплофикационных энергоблоков
Электрическая часть АСР
Обще-блочное регулирование
АСР теплофикационного энергоблока
Статическая точность
Привлечения конденсационных энергоблоков ТЭС
Выбор программы регулирования энергоблоков АЭС


Моделирование активной зоны реактора

Кинетика реактора. Тепловая мощность реактора пропорциональна участвующему в реакции потоку нейтронов, характеризуемому плотностью потока нейтронов п. При каждом акте деления образуется два-три мгновенных нейтрона. При последующем распаде осколков выделяется дополнительное количество запаздывающих нейтронов. Хотя доля их невелика (табл. 3.1 и 3.2), они играют чрезвычайно важную роль в процессе регулирования реактора. В реакции участвует часть выделившихся нейтронов. Остальные поглощаются в теплоносителе, конструкционных материалах, органах управления и защиты и т. п. Часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны. Отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов предшествующего поколения называют эффективным коэффициентом размножения kЭф. При k^ = 1 плотность потока нейтронов с течением времени не меняется и реактор находится в состоянии динамического равновесия (критическом состоянии). При АГзф1, что соответствует над критическому состоянию реактора, плотность потока нейтронов и тепловая мощность реактора возрастают. В случае под критического состояния (&Эф<С 1) плотность потока нейтронов и мощность реактора уменьшаются. Состояние реактора характеризуют его реактивностью р = 6£/&эф, где bk = &эф — — 1 — избыточный коэффициент размножения.
Плотность потока нейтронов неодинакова в разных точках активной зоны. Поэтому, строго говоря, при моделировании активной зоны следует учитывать пространственное распределение нейтронов, создавая трехмерную математическую модель с распределенными параметрами [32]. Трехмерную модель, как правило, используют при изучении внутриреакторных процессов. При моделировании реактора как составного элемента энергетического блока, когда исследователя интересует лишь интегральное выделение теплоты в реакторе, определяющее мощность блока, обычно ограничиваются сосредоточенной (точечной) моделью активной зоны, принимая плотность потока нейтронов одинаковой во всех ее точках.
Прирост плотности потока нейтронов за одно поколение их жизни, согласно определению коэффициента размножения, равен. Если / — средняя продолжительность жизни одного поколения нейтронов, то скорость изменения плотности без учета запаздывающих нейтронов будет равна, где  = //&эф — среднее эффективное время жизни нейтронов в реакторе. Профессиональный сантехник. Рекомендую обратиться в службу Super Mario.
Проинтегрировав уравнение (3.12), получим п = п0 ехр (ИТ), где Т — 1*1 р = l/(6k) — период реактора. Он характеризует время, за которое плотность потока нейтронов возрастает в е раз. Для тепловых реакторов время жизни одного поколения нейтронов составляет I = 10~8-И0~4 с. Период реактора будет различным в зависимости от избыточного коэффициента размножения 6k. В частности, при I — 10"3 с и р = 0,003 будем иметь Т = 0,33 с. При этом за 1 с плотность потока нейтронов увеличится примерно в 20 раз, за 2 с — в 400 раз и т. д. Если бы плотность потока нейтронов и соответствующая ей мощность реактора действительно изменялись с такой скоростью, управление реактором было бы сопряжено с огромными трудностями. Учет запаздывающих нейтронов радикально меняет условия регулирования реактора [139J. Без большого ущерба для точности моделирования все изотопы-предшественники, излучающие запаздывающие нейтроны, могут быть объединены в шесть групп. Доля запаздывающих нейтронов /-й группы с временем жизни осколков деления составляет р/. Характеристики всех шести групп для 236U приведены в табл. 3.1. Суммарная доля запаздывающих нейтронов составляет р == 0,0064. Из сопоставления характеристик различных видов ядерного горючего (табл. 3.2) следует, что при делении на тепловых нейтронах других видов ядерного топлива (23эРи, 233 U) образуется значительно меньшее количество запаздывающих нейтронов, чем при делении 235U. В реакторах на быстрых нейтронах относительная доля запаздывающих нейтронов меньше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Однако следует иметь в виду, что запаздывающие нейтроны образуются при делении быстрыми нейтронами ядер не только горючего, но и воспроизводящих материалов (238U и др.), в результате чего эффективная доля запаздывающих нейтронов в быстрых реакторах оказывается большей, что благоприятно влияет на их работу. Учет запаздывающих нейтронов увеличивает среднее время жизни одного поколения нейтронов до значения /' = (1 — |3) / 4- £ Р//у. Для реакторов на тепловых нейтронах средняя продолжительность жизни нейтронов, при этом составляет 0,085 с против 10"3 с без учета запаздывающих нейтронов. Для рассмотренного выше примера учет запаздывающих нейтронов увеличивает период реактора с 0,33 до 28 с [131). При этом за 1 с мощность реактора возрастает не в 20 раз, а всего лишь на 3 %. Процесс существенно замедляется, что облегчает регулирование реактора.