Provozní rezerva reaktivity

Aktuální verze stránky ještě nebyla zkontrolována zkušenými přispěvateli a může se výrazně lišit od verze recenzované 12. června 2019; kontroly vyžadují 9 úprav .

Provozní rezerva reaktivity ( ORM ) - část celkové rezervy reaktivity reaktoru , kompenzovaná pouze pohyblivými absorbéry (tyčemi) řídicího a ochranného systému (CPS). [jeden]

Protože jde ve skutečnosti o reaktivitu, ORM je bezrozměrná veličina , nicméně (pro usnadnění práce) se v praxi měří v různých konvenčních veličinách, například hloubka ponoření absorpčních tyčí reaktoru, efektivní podíl zpožděného neutrony atd. Při provozu reaktorů RBMK je obvyklé měřit ORM v efektivním počtu plně ponořených ručních regulačních tyčí CPS. ORM, vyjádřený v prutech , zhruba udává, jakou rezervu má operátor na snížení (svázání) reaktivity, stejně jako maximální kladnou reaktivitu, která může být zavedena do reaktoru odstraněním tyčí CPS.

V tomto případě se celková délka ponořených částí tyčí nerovná součinu délky tyče podle ORM. Důvodem je zejména následující:

Z hlediska ekonomiky reaktoru i jeho bezpečnosti je nejpříznivější minimální hodnota ORM. V tomto případě se na jedné straně snižuje „neproduktivní“ absorpce neutronů tyčemi CPS (které by mohly být vynaloženy na štěpení štěpných izotopů, tedy na výrobu energie) a na druhé straně riziko tzv. zavádění významné pozitivní reaktivity v důsledku nepředvídaného odstranění CPS absorpční tyče je sníženo.

Před havárií v Černobylu měly výše uvedené reaktory RBMK poměrně nízkou hodnotu ORM, což navíc zvýšilo jejich ekonomickou účinnost. Příliš nízká hodnota ORM však přispěla ke snížení stability reaktoru a zhoršení jeho dynamických charakteristik. [2]

V současné době se při projektování reaktorů považuje za účelné zajistit co nejnižší ORM. Neutronové charakteristiky uran-grafitových a těžkovodních moderovaných reaktorů (např . MKER Generation 3+ UGR Archived 22. dubna 2009 ve Wayback Machine nebo CANDU ) umožňují dosáhnout velmi nízkých ORM. Nízká ORM je také charakteristická pro reaktorová zařízení s rychlým spektrem neutronů, jako je BREST .

Viz také

Poznámky

  1. Sarkisov A. A., Puchkov V. N. Fyzikální základy provozu jaderných parogenerátorů. - 1989 - Elektronická knihovna "Historie Rosatomu" . elib.biblioatom.ru . Získáno 5. září 2021. Archivováno z originálu dne 5. září 2021.
  2. Historie jaderné energetiky Sovětského svazu a Ruska. Problém. 4. Poučení z havárie v jaderné elektrárně Černobyl. - 2002 - Elektronická knihovna "Historie Rosatomu" . elib.biblioatom.ru . Získáno 5. září 2021. Archivováno z originálu dne 5. září 2021.

Odkazy