Методы измерения реактивности. Обратное умножение, сброс стержней, импульсный метод.

Метод обратного умножения построен на соотношении:

Он позволяет экспериментально измерять как реактивность (или критичность) самого реактора, так и реактивность вносимых в него возмущений. На нём основано измерение любых изменений реактивности реактора. Фундаментальный вывод состоит в том, что изменение реактивности при переходе реактора из состояния"1" состояние "2", равно Δρ₂₁=1/У₁ – 1/У₂=ОУ₂-ОУ₁ .

На этом методе основано, в частности, «взвешивание» (определение полной эффективности) стержней СУЗ, то есть определение изменения реактивности реактора при перемещении стержня от нижнего до верхнего положения (или наоборот). Этим же методом получают интегральную и дифференциальную градуировочную характеристику органа регулирования, измеряя вес частей стержня.

На методе обратного умножения основан метод безопасного достижения критического состояния при загрузке реактора.

Для абсолютного измерения реактивности, в частности, подойдут метод асимптотического периода(что дает связь реактивности в бета с периодом в сек), либо метод "сброса стержня".

Основные соотношения для метода сброса стержня могут быть получены из уравнения кинетики для критического реактора, в который «мгновенно» вводится отрицательная реактивность.

После введения отрицательной реактивности в течение нескольких времён жизни мгновенных нейтронов заканчивается переходный период и реактор выходит на новый уровень мощности, определяемы отношением (Bэф/Вэф-р). Не равная нулю плотность нейтронов в таком подкр реакторе поддерживается за счёт источников запаздывающих нейтронов, конц-я кот-х за время сброса стержня не успевает измениться и соответствует равновесной при уровне мощности W0. Такое квазистационарное состояние сохрся в теч. 10^-2 – 10^-1с, после чего начинает сказываться распад ядер-предшественников запаздывающих нейтронов и мощность реактора уменьшается.

W1-уровень мощн-и в квазистационарном состоянии.

Скачок мощности при мгновенном изменении реактивности связан с её значением соотношением:

Измерения реактивности импульсным методом осуществляется следующим образом. Подкритический реактор периодически возбуждается короткими нейтронными импульсами от внешнего источника, который размещают либо в а.з., либо в экране критической сборки или реактора. Измеряется зависимость от времени скорости счёта нейтронного детектора, расположенного внутри а.з. или вблизи неё.

14. Температурный эффект реактивности.
Доплер-эффект.

Температурный эффект реактивности (ТЭР) является интегральной характеристикой влияния температуры на реактивность и представляет собой изменение реактивности при разогреве или расхолаживании реактора в заданном интервале температур (при условии равномерности температурного поля по реактору). Он является интегральным потому, что в этот эффект войдут эффекты и на топливе и на замедлителе, причем во всех областях энергий. Измеряется температурный эффект реактивности так же, как и реактивность и в тех же единицах. ТЭР реактора ВВЭР определяют как изменение его реактивности при разогреве от 20 ºС до рабочей температуры 270 ºС.

Доплер-эффект заключается в изменении сечения рассеяния (для U-235, U-238 и Th-232) и сечения деления (только для U-235): ростом температуры ширина резонанса увеличивается, а высота уменьшается (сохранение площади).

Объясняется это увеличением частоты и амплитуды колебаний узлов решётки. Если скорость нейтрона близка к тепловой, то при таком колебании вероятность попадания нейтрона увеличивается, т.е. увеличивается вероятность захвата.

Ядерный ТЭР r_я, -эффект, определяющий зависимость реактивности от микроскопических сечений материалов активной зоны при условии постоянства их плотностей;

Плотностной ТЭР r_п, -эффект, определяющий зависимость реактивности от плотности материалов активной зоны при условии постоянства их микроскопических сечений.

При известныхr_я и r_п можно определить полный температурный эффект реактивности как сумму: r_т = r_я + r_п. Аналогичным образом для коэффициентов можно записать: a_т = a_я +a_п. . Каждую из составляющих ТЭР и ТКР можно представить в соответствии с определенными моделями.

ДоплерСкорость реакции нейтронов с ядрами определяется их относительной скоростью движения, причем абсолютная скорость теплового движения ядер (их колебания в решетке) увеличивается при разогреве и уменьшается при расхолаживании. Такое изменение температуры приводит к изменению формы резонансных пиков сечения поглощения, прежде всего ядер ²³⁸U, поскольку относительная скорость в системе нейтрон-ядро изменяется. Чем выше температура среды, тем сильнее снижается значение сечения в максимуме резонанса s_мах и тем сильнее уширение резонансного пика. При этом площадь под кривой резонансного пика всегда остается неизменной. По ассоциации с акустикой изменение формы резонансов вследствие теплового движения ядер названо доплер-эффектом, а соответствующий эффект и коэффициент реактивности в топливе называются доплеровскими –ДКР и ДЭР. Доплер-эффект оказывает влияние как на вероятность избежать резонансного захвата в ²³⁸U, так и на поглощение и деление ²³⁵U и ²³⁹Pu во всей резонансной области и, в частности, в области их очень важного первого резонанса при 0.3 эВ. Так как доплеровское изменение ширины резонансных пиков является следствием изменения температуры топлива, а смещение спектра тепловых нейтронов вызывается изменением температуры замедлителя, то в динамическом отношении (по времени запаздывания t) эти эффекты значительно различаются.Влияние эффекта Доплера на вероятность избежать поглощения в процессе замедления сказывается только через эффективный резонансный интеграл I^u _эф. В гетерогенных реакторах j всегда зависит от температуры топлива и с ростом последней j уменьшается. Это объясняется тем, что полуширина каждого резонанса Г является таковой только при температуре 0К. При нагревании до температуры Т она увеличивается на величину т.н. доплеровской добавки D_д = Ö 4КТЕ/(А+1)², где К- постоянная Больцмана, Е- энергия, т.е. Г²(Т)= Г²+D_д.² .

В результате уширения каждой из резонансных линий, радиационный захват на ²³⁸U растет и вклад резонансного захвата в ядерный ТКР всегда оказывается отрицательным, т.е.:

[1/j( dj/dT )]_я<0.

15. Запас реактивности. Длительность кампании.

Запас топлива и энергии на период кампании должен быть заложен в реакторе перед пуском при перегрузке. Этот запас топлива и, соответственно, реактивности называется запасом на выгорание. Он изменяется в течение кампании и необходим для компенсации целого ряда эффектов, вызывающих потерю реактивности, таких как: температурный эффект реактивности, мощностной эффект реактивности, выгорание первичного топлива, стационарное и нестационарное отравление ксеноном и самарием, шлакование реактора.

Следовательно, необходимый начальный запас реактивности, обеспечивающий работу реактора в течении кампании на всех предусмотренных эксплуатационных режимах, должен быть не меньше суммы абсолютных значений рассмотренных потерь реактивности.

Кампанией реактора называется расчётная продолжительность работы реактора на номинальном уровне мощности до исчерпания запаса реактивности из-за выгорания и зашлакованности топлива.

Следовательно, запас топлива и энергии на период кампании должен быть заложен в нем перед пуском при перегрузке. Этот запас топлива и, соответственно, реактивности называется запасом на выгорание. Этот запас реактивности изменяется в течение кампании (во времени), он необходим для компенсации целого ряда эффектов, вызывающих потерю реактивности и достаточно подробно описанных ранее таких как:

· температурный эффект реактивности r_т;

· мощностной эффект реактивности r_w.

· выгорания первичного топлива с учетом образования вторичного плутония r_выг;

· стационарного отравления ксеноном (r_Xe)_ст;

· нестационарного отравления ксеноном при снижении мощности (компенсации “йодной ямы” r_йя );

· стационарного отравления самарием (r_Sm)_ст;

· шлакования реактора r_шл;

Следовательно, необходимый начальный запас реактивности, обеспечивающий работу реактора в течении кампании на всех предусмотренных эксплуатационных режимах, должен быть не меньше суммы абсолютных значений рассмотренных потерь реактивности. Тогда:

r_зап ³ ½r_к ½ + ½(r_Xe)_ст ½ + ½ r_йя ½ + ½ r_т ½ + ½r_w ½

где r_к=r_выг + r_шл + (r_Sm)_ст - суммарная потеря реактивности из-за выгорания топлива, зашлаковывания и стационарного отравления самарием. В энергетических реакторах типа ВВЭР запас реактивности составляет r_зап » 0,25 или примерно 35-40b_эфф .

Частьзапаса реактивности r_зап, которая определяется эффектами, зависящими от режима работы реактора (температурного, мощностного, стационарного и нестационарного отравления ксеноном), называют оперативный запас реактивности(или ОЗР) r_опер,т.е. это та часть запаса реактивности, которая может быть использована для оперативных нужд:

r_опер = ½(r_Xe)_ст ½ + ½ r_йя ½ + ½ r_т ½ + ½r_w ½

Кампания реактора-время между двумя соседними перегрузками топлива