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


Возрастание потока нейтронов

Быстрое возрастание потока нейтронов делает чрезвычайно затруднительным его регулирование. Поэтому на практике стремятся исключить даже возможность появления в процессе регулирования мгновенной критичности. Одно из требований к СУЗ реакторов состоит в том, чтобы ни в какой момент эксплуатации реактора (как в стационарных, так и в переходных режимах) не было допущено положительных значений реактивности, больших р. Для его реализации величину и скорость изменения реактивности в положительную сторону ограничивают значениями, при которых период реактора оказывается не менее предписанной величины, измеряемой обычно десятками секунд. В том же случае, если в тот или иной момент эксплуатации, несмотря на принятые меры, реактор окажется в мгновенно критическом состоянии, должна сработать аварийная защита. Учитывая столь большое значение случая р. для управления реактором, нередко величину р = Р принимают за единицу измерения реактивности, и в этом смысле говорят о реактивности 0,5р, 2р и т. п.
При скачкообразном изменении реактивности в отрицательную сторону (р < 0), выводящем реактор в под критическое состояние, процесс изменения потока нейтронов описывается, как и ранее, уравнением (7.2). Слагаемые в правой части этого уравнения можно переписать следующим образом: где — абсолютная величина реактивности.
Как следует из приведенных соотношений, оба слагаемых положительны и с течением времени асимптотически стремятся к нулю (см. рис. 7.1, в), поэтому и результирующий процесс асимптотически стремится к нулю. В этом процессе можно выделить два этапа. На первом после возмущения этапе поток нейтронов уменьшается с большой скоростью, определяемой уменьшением размножающей способности мгновенных нейтронов. Величина снижения мощности реактора при этом обусловлена абсолютным значением введенной отрицательной реактивности. Благодаря быстрому темпу снижения мощности этот этап, определяемый первым слагаемым пмт (t) в уравнении (7.2), играет чрезвычайно важную роль при быстрой аварийной остановке реактора, так как он определяет ту долю мощности |р |/((5 + |р|), на которую быстро, с периодом 7МГН = (р-р ), обусловленным мгновенными нейтронами, разгружается реактор при срабатывании аварийной защиты. На втором этапе переходного процесса, начинающемся после затухания составляющей ямгн (/) через одну или несколько секунд, скорость уменьшения плотности потока нейтронов соответствует составляющей п3йП (t) в уравнении (7.2), определяемой влиянием запаздывающих нейтронов. Из уравнения (7.2) и рис. 7.2 следует, что отрицательной реактивности соответствует больший период реактора, чем равной по абсолютной величине положительной реактивности. Так, приведенным в п. 3.2 характерным для реакторов на тепловых нейтронах значениям  = 0,001 с; X = 0,076 с-1; р = 0,0064; р = 0,003 соответствует при положительной реактивности период реактора Т == 14,9 с, а при таком же значении отрицательной реактивности Т = 42 с (период, определяемый мгновенными нейтронами, для этого случая составлял Тшн = 0,33 с).
Вследствие такого различия периодов скорость разгрузки реактора на этапе, определяемом запаздывающими нейтронами, значительно меньше, чем скорость возрастания его мощности на аналогичном этапе при равных по абсолютной величине, но противоположных по знаку возмущениях. С физической точки зрения это объясняется тем, что в процессе снижения мощности реактора продолжается излучение запаздывающих нейтронов ядрами осколков деления, которые были образованы еще при работе на исходном режиме. Столь сильное замедление скорости разгрузки реактора под влиянием запаздывающих нейтронов осложняет задачу создания эффективной аварийной защиты. Из уравнения (7.3), которое при р < 0 можно переписать в виде следует, что период реактора уменьшается с увеличением абсолютного значения вводимой реактивности. Однако даже при Р значение Т не может быть уменьшено ниже предельной величины Т = 1/А-, обусловленной свойствами ядерного горючего.
Таким образом, никаким выполнением аварийной защиты нельзя ускорить процесс снижения мощности реактора на втором этапе переходного процесса, определяемом запаздывающими нейтронами. Процесс деления ядер горючего после срабатывания аварийной защиты длительное время сохраняется на достаточно высоком уровне. Это требует длительного отвода теплоты при аварийном расхолаживании реактора.
Следует иметь в виду, что из-за наличия шести групп запаздывающих нейтронов второе слагаемое в уравнении в действительности представляет собой не одну экспоненту, а сумму шести экспонент с разными постоянными времени. Соответственно будет протекать второй этап снижения мощности. При этом длительность процесса остановки реактора будет в конечном счете определяться группой нейтронов, имеющих наименьшую постоянную распада Л/ и наибольший период Т = ГА,. Как следует из данных, приведенных в табл. 3.1, для 87Вг постоянная распада Я = 0,0125 с-1 и период Т — 8Ос. Следовательно, на заключительном этапе остановки реактора за каждые 80 с мощность будет снижаться в е раз. Весь же процесс остановки реактора, когда необходим отвод теплоты, будет продолжаться несколько минут, а в отдельных случаях — десятки минут.
Таким образом, проведенный анализ позволил установить, что реактор является существенно нелинейным объектом регулирования, процессы в котором различны при разных величине и знаке изменения реактивности.
Влияние пространственного распределения энерговыделения на динамические характеристики реактора. Плотность потока нейтронов, а следовательно, и энерговыделение меняются по высоте и радиусу активной зоны. При этом могут существенно различаться нейтронно-кинетические процессы в различных частях активной зоны. Вследствие этого выгорание топлива по пространству активной зоны реактора проходит различно и стечением времени в процессе рабочей кампании обогащение топлива в разных точках активной зоны оказывается неодинаковым, что предопределяет различие в нейтронно-физических характеристиках по высоте, радиусу и азимуту. Распределение потока нейтронов и полей энерговыделения при значительных размерах реактора и сравнительно малых запасах реактивности, особенно в канальных реакторах, весьма чувствительно к локальным отклонениям реактивности, которые могут быть не только в переходных, но даже в стационарных режимах реактора. Эти отклонения реактивности различны по своей природе и могут быть вызваны как внешними, так и внутренними причинами. Серьги из серебра купить купить серебряные серьги.
К числу внешних причин следует отнести те или иные перемещения регулирующих органов, их вибрацию, разгрузку и загрузку тепловыделяющих кассет и т. п. К числу внутренних причин, вызывающих локальные изменения реактивности, могут относиться изменение физических характеристик активной зоны вследствие перераспределения ксенона между различными частями, изменение теплофизических и гидравлических характеристик тракта движения теплоносителя и других причин. Отмеченные обстоятельства могут привести к перераспределению потоков теплоносителя между различными частями активной зоны, его вскипанию и т. п. Этими локальными возмущениями даже при сохранении неизменным среднего потока нейтронов по активной зоне в тех или иных ее частях могут быть созданы подкрити-ческое или над критическое состояния, в том числе в некоторых случаях и мгновенная критичность, что может привести к значительным перекосам энерговыделения по активной зоне и даже внутренней неустойчивости энерговыделения. Эти процессы, как правило, не контролируются регулятором, поддерживающим интегральную мощность реактора. Поэтому нередко общую систему регулирования интегральной мощности реактора дополняют локальными подсистемами регулирования мощности в тех или иных частях активной зоны.
Выгорание топлива и накопление продуктов деления. В приведенном выше анализе предполагалось, что при отсутствии внешних возмущений реактор может без всяких регулирующих воздействий сколь угодно долго работать при неизменном уровне мощности. В действительности по мере выгорания топлива количество ядер, которые могут разделяться, непрерывно уменьшается, что в свою очередь уменьшает вероятность поглощения нейтронов неразделенными ядрами топлива при неизменной плотности потока нейтронов. Вследствие этого с течением времени мощность нерегулируемого реактора будет медленно снижаться. Таким образом, выгорание топлива эквивалентно введению малой отрицательной реактивности реактора, что учитывается слагаемым в уравнении.
По мере работы реактора в его активной зоне происходит накопление осколков деления и продуктов их радиоактивного распада. Накопление короткоживущих изотопов называют отравлением реактора, а долгоживущих или стабильных изотопов — шлакованием. Некоторые из изотопов являются интенсивными поглотителями нейтронов. Из числа короткоживущих изотопов к их числу относится изотоп ксенона, получаемый в результате следующих ядерных превращений:
Непосредственным продуктом деления ядра23би с вероятностью выхода р — 0,056 является 13бТе, который в результате Р-распада с периодом полураспада 2 мин превращается в 1361, а он также в результате p-распада с периодом 6,7 ч превращается в 13бХе. Из числа долгоживущих изотопов (шлаков) интенсивным поглотителем нейтронов является изотоп самария 149Sm. Накопление изотопов 13бХе и 149Sm в процессе работы реактора создает его отрицательную реактивность, учитываемую слагаемыми рХе и pSm в уравнении (3.16).
Для компенсации эффектов, вызванных выгоранием топлива, отравлением и шлакованием реактора, необходимо искусственное введение положительной реактивности воздействием на органы регулирования.