Заглавная страница Избранные статьи Случайная статья Познавательные статьи Новые добавления Обратная связь FAQ Написать работу КАТЕГОРИИ: АрхеологияБиология Генетика География Информатика История Логика Маркетинг Математика Менеджмент Механика Педагогика Религия Социология Технологии Физика Философия Финансы Химия Экология ТОП 10 на сайте Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрацииТехника нижней прямой подачи мяча. Франко-прусская война (причины и последствия) Организация работы процедурного кабинета Смысловое и механическое запоминание, их место и роль в усвоении знаний Коммуникативные барьеры и пути их преодоления Обработка изделий медицинского назначения многократного применения Образцы текста публицистического стиля Четыре типа изменения баланса Задачи с ответами для Всероссийской олимпиады по праву Мы поможем в написании ваших работ! ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?
Влияние общества на человека
Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации Практические работы по географии для 6 класса Организация работы процедурного кабинета Изменения в неживой природе осенью Уборка процедурного кабинета Сольфеджио. Все правила по сольфеджио Балочные системы. Определение реакций опор и моментов защемления |
Система автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора на тепловых нейтронахСодержание книги
Похожие статьи вашей тематики
Поиск на нашем сайте
Единственным имеющимся в природе веществом, ядра которого могут самопроизвольно (спонтанно) делиться, являются изотоп урана 235U. Ядра изотопов плутония 239Pu и урана 233U, тоже могущие делится самопроизвольно, в природе практически не встречаются; они являются творением рук человека. Изотопы 238U и тория 232Th имеются в природе в относительно большом количестве, но их ядра не делятся. Эти изотопы могут быть превращены в 239Ри и 233U путем бомбардировки их ядер нейтронами. Применительно к реактору на быстрых нейтронах (его еще называют реактор–размножитель, или бридер) можно рассматривать 239Ри и 233U как исходное ядерное топливо, a 238U и 232Th – как своего рода сырье, из которого в реакторе получается вторичное ядерное топливо – новые порции 239Ри и 233U. Следовательно, в реактор–размножитель загружается исходное ядерное топливо (239Ри или 233U) и «атомное сырье» (238U или 232Th). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, дает вторичное ядерное топливо (239Ри или 233U) в количествах, превышающих первоначальную загрузку (вспомним, что коэффициент воспроизводства равен 1,6), отсюда и название – реактор-размножитель. Не будем забывать, что начало всем описанным ядерным превращениям, дает 235U – единственное природное первичное ядерное топливо. На рис. 4 представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Правая часть схемы (паровая турбина, электрический генератор, конденсатор пара, питательный насос) присуща как ТЭС, так и АЭС. Внутри контура, обведенного черной линией, оборудование, специфичное для АЭС. По сравнению со схемой, включающей реактор на тепловых нейтронах (см. рис.3), настоящая схема сложнее. В данном случае она является трехконтурной. В первом и втором контурах теплоносителем служит слабо поглощающий нейтроны, но зато радиоактивный жидкий натрий (в первом контуре более радиоактивный, во втором – менее), а в третьем контуре уже нерадиоактивная вода (водяной пар). Как видно из рисунка, парогенератор, конденсатор и сама паровая турбина, образуют вторичный тепловой контур. В парогенераторе охлаждающая жидкость первого контура отдает тепло во вторичный контур.
Рисунок 4 Блок–схема энергетической установки атомной электростанции 1 – ядерный реактор; 2 – охлаждающая жидкость (теплоноситель); 3 – парогенератор; 4 – паровая турбина; 5 – турбогенератор (электрогенератор); 6 – конденсатор. На рис. 5 введены следующие обозначения: 1 – урановое топливо; 2 – замедлитель (бериллий); 3 – кадмиевые стержни (регулирующие число нейтронов, а следовательно и мощности); Р – активная зона реактора; 4 – трубопроводы с теплоносителем; 5 – ионизационная камера; 6 – электронный усилитель; 7 – соленоид; 8 – золотник; 9 – силовой цилиндр; 10 – тахогенератор; 11 – – цепь (корректирующая цепь 10+11); 12 – задачник мощности (при поддержании постоянства мощности в качестве задачника может служить сам генератор электрического напряжения).
Рисунок 5 Схема САР мощности ядерного реактора на тепловых нейтронах
В систему автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора входят: · задачник мощности; · электронный усилитель; · управляемый соленоид; · золотник (гидравлический клапан); · гидравлический силовой цилиндр; · реактор; · ионизационная камера и датчик нейтронного потока; · тахогенератор; · четырехполюсник – цепочка. Корректирующее устройство включает тахогенератор, четырехполюсник и редуктор.
Получение передаточной функции задающего устройства Пусть задачник мощности представляет собой потенциометрический преобразователь, выходной сигнал которого , пропорционален выходной мощности реактора (числу нейтронов в активной зоне). Тогда
где – напряжение источника питания; – выходное напряжение ионизационной камеры; – выходное напряжение задатчика. При этом
где – плотность нейтронного потока. Тогда (1) с учетом (2) примет вид
Так как , то
То есть, на основании (3) имеем передаточную функцию задающего устройства:
|
||||||||||||||
Последнее изменение этой страницы: 2016-04-08; просмотров: 659; Нарушение авторского права страницы; Мы поможем в написании вашей работы! infopedia.su Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Обратная связь - 18.226.200.93 (0.008 с.) |