Управление ядерным реактором Ê à í à ë

Управление ядерным реактором Ê à í à ë ñ ÓÑÏ (Ê ÐÎ ). 8 ÿ÷ååê “ ï î ä ï è òî ÷í î é ” çî í û. ÒÊ ñ ÒÑ, è ì åþ ù è ì è 50% â û ãî ðà í è ÿ. Ðè ñ. 3. 1 Ðà ñ÷åòí à ÿ ñõåì à ï ë î ñê î é ï î ë è ÿ÷åé ê è.

В одной группеfa. D d d — n критичен реактор если акa. D 0 — 0 или 0 )1( или 2 2 B L к а кa однородный реактор Если. D 0 —

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

(1) (2)

Если возмущение небольшое, то можно предположить, что Ф Ф 0 И следовательно, Если считать, что В 2 = В 2 — В 0 2 и L 2 не меняется, то 2 2)1( L к

подставив, получим

следовательно, При этом помним, что k= — реактивность

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

Рис. 2. Изменение реактивности при погружении стержней 01234567 В р е м я , с — 0. 4 — 0. 2 0. 0 0. 2 0. 4 0. 6 0. 8 1. 0 Реактивность, бета н е с т а ц и о н а р н ы й р а с ч е т S T E P A N с т а т и ч е с к и й р а с ч е т

Рис. 3 Изменение аксиального усредненного по активной зоне нейтронного поля при погружении стержней. Верх активной зоны-справа. 01234567 В ы с о т а а. з. , м 0. 0 0. 5 1. 0 1. 5 2. 0 2. 5 3. 0 Нейтронный поток, отн. ед. 1 2 3 4 5 1 — 0 c 2 — ч е р е з 1 с 3 — ч е р е з 2 с 4 — ч е р е з 3 с 5 — ч е р е з 4 с