Главная Случайная страница


Категории:

ДомЗдоровьеЗоологияИнформатикаИскусствоИскусствоКомпьютерыКулинарияМаркетингМатематикаМедицинаМенеджментОбразованиеПедагогикаПитомцыПрограммированиеПроизводствоПромышленностьПсихологияРазноеРелигияСоциологияСпортСтатистикаТранспортФизикаФилософияФинансыХимияХоббиЭкологияЭкономикаЭлектроника






Учебное пособие по физике реактора

Учебное пособие по физике реактора

(проект)


СОДЕРЖАНИЕ.

1. ОСНОВЫ ТЕОРИИ РЕАКТОРОВ..............................................................................................

1.1. Деление ядер под действием нейтронов...............................................................................

1.1.1. Строение атома. Изотопы.................................................................................................

1.1.2. Дефект массы, энергия связи, энергия деления.............................................................

1.1.3. Радиоактивность................................................................................................................

1.1.4. Ядерные реакции. Сечения взаимодействия..................................................................

1.1.5. Замедление и диффузия нейтронов.................................................................................

1.2 Коэффициент размножения...................................................................................................

1.2.1 Коэффициент размножения в бесконечной среде........................................................

1.2.2. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах ..................................................

1.2.3. Вероятность избежать резонансного поглощения ......................................................

1.2.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов ...................................................

1.2.5. Число быстрых нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон.....................

1.2.6. Утечка нейтронов. Коэффициент размножения..........................................................

1.3. Реактивность..........................................................................................................................

1.4. Регулирование ЯР..................................................................................................................

1.4.1. Параметры, определяющие мощность ЯР и скорость ее изменения.........................

1.4.2. Кинетика реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Период реактора............

1.4.3. Критичность на мгновенных нейтронах......................................................................

2. ПРОСТРАНСТВЕННОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В РЕАКТОРЕ.....

2.1. Общие положения..................................................................................................................

2.2. Макрораспределение энерговыделения..............................................................................

2.3. Микрораспределение энерговыделения..............................................................................

2.4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны..............

2.5. Система внутриреакторного контроля................................................................................

3. ЭФФЕКТЫ И КОЭФФИЦИЕНТЫ РЕАКТИВНОСТИ..........................................................

3.1. Температурный эффект реактивности.................................................................................

3.1.1. Плотностной температурный эффект реактивности...................................................

3.1.2. Мощностной эффект реактивности...............................................................................

3.2. Барометрический эффект реактивности..............................................................................

3.3. Борный эффект реактивности..............................................................................................

3.4. Влияние коэффициентов реактивности на динамику и безопасность реактора............

3.5. Выгорание, шлакование и воспроизводство ядерного топлива.......................................

3.6. Отравление реактора ксеноном ( Хе-135 )..........................................................................

3.6.1. Стационарное отравление Хе-135.................................................................................

3.6.2. Нестационарное отравление ксеноном.........................................................................

3.7. Отравление реактора самарием ( Sm-149 )..........................................................................

4. НФХ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР-440........................................................................................

5. ТАБЛИЦА ДОПУСТИМЫХ РЕЖИМОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ........................................

5.1 Расходы через ТВС и реактор................................................................................................

5.2. Допустимая мощность...........................................................................................................

5.3. Допустимые подогревы в центральных и периферийных ТВС.......................................

5.4. Допустимый подогрев теплоносителя на реакторе...........................................................

5.5. Влияние частоты сети на температуру................................................................................

6. ВОПРОСЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ...............................................

6.1. При пуске ЯР..........................................................................................................................

6.2. При перегрузке и работе с ТВС............................................................................................

6.3. При хранении и отправке отработанного ядерного топлива..........................................

6.4. Характерные моменты обеспечения ядерной безопасности при использовании ТВС с обогащением 4,4%................................................................................................................................................

7. КОНСТРУКЦИЯ И ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА И ЕЕ КОМПОНЕНТОВ.

7.1. КОРПУС РЕАКТОРА...........................................................................................................

7.2. ВЕРХНИЙ БЛОК..................................................................................................................

7.3. ВНУТРИКОРПУСНЫЕ УСТРОЙСТВА............................................................................

7.4. АКТИВНАЯ ЗОНА...............................................................................................................

8. НЕКОТОРЫЕ ОСОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ КАЭС...............

8.1. Кассеты-экраны блоков 1 и 2...............................................................................................

8.2. Топливо обогащением 4,4% на блоке 3...............................................................................

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ...............................................................................................................


1. ОСНОВЫ ТЕОРИИ РЕАКТОРОВ.

Деление ядер под действием нейтронов.

Строение атома. Изотопы.

 

Атом - мельчайшая химически неделимая частица элемента, обладающая его свойствами.

В центре атома расположено ядро, в котором сосредоточена почти вся масса атома. Атомное ядро состоит из Z протонов (Z - целое число, численно равное по­рядковому номеру элемента в Периодической таблице Менделеева) и N нейтронов. Общее число протонов и нейтронов в ядре А=Z+N называют массовым числом. Положительный заряд ядра равен Zе, где е=1,6•10-19 Kл - элементарный электрический заряд.

Протон представляет собой ядро атома водорода и является носителем положительного заряда "е". Масса протона равна mp=1,00758 а.е.м.

Нейтрон не имеет заряда и является электрически нейтраль­ной частицей. Масса нейтрона mn =1,00867 а.е.м.

Вокруг ядра движется Z электронов. Заряд электронов нейт­рализует заряд ядра, вследствие чего атом - электрически ней­тральная частица. Масса электрона mе=5,49•10-4 а.е.м.

Для частиц, составляющих ядро - нейтроны и протоны, при­нято общее название нуклиды.

Химические свойства атомов зависят только от заряда яд­ра, т.е. от числа протонов в ядре. Следовательно, два атома с одинаковым числом Z, но различными А обладают одинаковыми хими­ческими свойствами. Такие атомы называют изотопами. Пример: природные изотопы урана 92U235, 92U238 и 92U234, где Z=92 и А=238, 235 и 234.

Радиоактивность.

 

Состояние, при котором ядро устойчиво, называется основ­ным. Ядра, имеющие избыток энергии по сравнению с основным состоянием, находятся в возбужденном (неустойчивом) состоянии. В возбужденном состоянии ядро находится конечное время, пока избыток энергии не будет унесен из ядра. Неустойчивые ядра переходят в устойчивое состояние путем радиоактивного распада.

Радиоактивный распад - это самопроизвольное, случайное, с определенной вероятностью превращение энергетически неустой­чивого ядра в другое ядро (или ядра) с новым зарядом, массой или энергетическим состоянием. Наиболее характерны следующие виды распада:

 

Альфа-распад (характерен для ядер с Z >83). Из тяжелого ядра вылетает a-частица (ядро 2Не4), и атомный номер нового ядра уменьшается на две единицы, а массовое число - на 4:

ZХA ® Z-2УA-4 + 2Не4.

Бета-распад (различают электронный и позитронный распад). b`-распад происходит с испусканием ядром электрона и анти-нейтрино `n вследствие превращения внутри нейтрона в протон. Число Z нового ядра увеличивается на 1, А не изменяется:

ZХA ® Z+1УA + b` + `n.

b+-распад происходит с испусканием ядром позитрона и ней­трино V вследствие превращения внутри ядра протона в нейтрон. Число Z нового ядра уменьшается на 1, А не изменяется.

ZХA ® Z-1УA + b+ + n

Спонтанное (самопроизвольное) деление тяжелых ядер. Ядро делится на два ядра-осколка с большим избытком нейтронов в них. Часть этих нейтронов (1-2 из каждого осколка) вылетает мгновенно nмгн :

ZХA ®ZУA1 + ZУA2 +S nмгн , где Z=Z1 +Z2 ; А=А12 + Snмгн .

 

Одновременно часть энергии возбуждения излучается в виде g- квантов. Но и после этого осколки остаются в возбужденном состоянии с избытком нейтронов. Избыток энергии может быть унесен либо цепочкой b - распадов, либо испусканием нейтрона, запаздывающего по отношению к моменту деления ядра. Радиоактивный распад идет по экспоненциальному закону:

 

N(t)=N0•e-lt =N0•e-t/r =N0•e-(0.693/T)•t =N0•2-t/T (1.7)

где: N - число радиоактивных ядер в момент t;

N0 - число радиоактивных ядер в начальный момент;

t - время;

l - постоянная распада, представляющая собой вероятность распада в единицу времени;

r=1/l - среднее время жизни радиоактивного нуклида - вре­мя, в течении которого число ядер уменьшается в е=2,7 раз;

T=0,693•r - период полураспада.

 

На рис.1.3. представлены в графическом виде процессы рас­пада радиоактивного нуклида и накопления стабильного продукта распада.

Единицу измерения активности в СИ - распад в секунду ­называют беккерель (Бк). Внесистемной единицей активности является кюри (Кu): 1Кu=3,7•1010 расп/с=3,7•1010 Бк.

Деление ядер (n,f).

Некоторые тяжелые ядра (А>90), будучи неустойчивыми, мо­гут делиться при облучении их нейтронами. Минимальная энергия возбуждения составного ядра есть энергия связи присоединяюще­гося к ядру нейтрона. Если эта энергия связи больше энергети­ческого барьера, то исходное ядро может делиться при поглоще­нии нейтронов с любой кинетической энергией. Если же энергия связи меньше барьера, то деление возможно лишь при условии, что кинетическая энергия нейтрона достаточно высока, чтобы в сумме с энергией связи превзойти барьер:

Евозб.кин.св.. >Епорог. .

Энергии связи нейтронов в ядрах, являющихся составными при делении наиболее важных тяжелых нуклидов, приведены ниже:

 

Нуклид Энергия связи, МэВ Нуклид Энергия связи, Мэв
Th-233 4.79 Pu-240 6.53
U-239 4.80 U-236 6.55
U-234 6.84    

 

Энергия связи парного нейтрона всегда больше, чем непар­ного. По этой причине энергия связи нейтрона в ядрах U-234, U-236 и Рu-240 оказывается больше энергетического барь­ера деления, а в ядрах Тh-233 и U-239 - меньше. Это обуслав­ливает возможность деления U-233,U-235 и Рu-239 нейтронами любых энергий. Такие нуклиды называются делящимися. Напротив, Тh-232 и U-238 могут делиться нейтронами только с достаточно большой кинетической энергией. Следовательно, по отношению к делению эти нуклиды являются пороговыми. Порог у Тh-232~1,2 МэВ, у U-238~1 МэВ и по этой причине они не могут поддерживать цепную реакцию.

Поглотив нейтрон, тяжелое ядро при Евозб.>Епор. спустя ~10-14 сек делится на два осколка, которые разлетаются в противоположных направлениях с ускорением под действием кулоновских сил отталкивания. Пройдя расстояние ~10-8 см (до находящегося рядом атома), они приобретут суммарную кинетическую энергию. С этого момента осколки тормозятся, отдавая энергию окружающим атомам и молекулам. Находясь в сильно возбужденном состоянии, осколки деления мгновенно отдают часть энергии вы­летающим (мгновенным) нейтронам и g-квантам (1-2 нейтрона и 2-3 g-кванта на каждый осколок). Имея все еще большой избыток нейтронов, но недостаточную для их вылета Евозб., осколки претерпевают несколько b-распадов. После b-распадов, как пра­вило, излучаются еще g-кванты и очень редко испускается запаз­дывающий нейтрон.

Рассеяние нейтронов (n,n` ). Это ядерная реакция, в pe­зультате которой нейтрон при столкновении с ядром теряет часть энергии (замедляется) и изменяет направление движения (рассеивается, отражается). Если потерянная нейтроном энергия изменяет только кинетическую энергию ядра, то рассеяние назы­вают упругим (потенциальным). Если же ядро возбуждается с последующим переходом в устойчивое состояние путем излучения g-кванта, рассеяние называют неупругим (резонансным). В замедлителе (теплоносителе) и частично в отражателе происходит в основном упругое рассеяние нейтронов - замедление и отраже­ние. В топливе и на других тяжелых ядрах - неупругое рассея­ние: замедление и отражение быстрых нейтронов.

Радиационный захват (n, g) - реакция, приводящая к погло­щению нейтрона и превращению ядра в новый нуклид с последую­щим излучением g-кванта. Используется в регулирующих стержнях (48Сd113 + 0n1 ® 48Сd114 + g) для управления ЯР, в биологической защите. Однако эта реакция приводит к потере нейтронов и части делящихся нуклидов ( 92U235 + 0n1 ® 92U236 +g), что ухудшает размножающие свойства топлива.

Фотонейтронная реакция ( g,n) - реакция выбивания нейтрона из ядер дейтерия и бериллия g-квантом. Играет важную роль при повторных пусках ЯР, имеющего в активной зоне воду или берил­лий.

Реакции замещения (n,a); (n,p); (a,n) - ядерные реакции, сопровождающиеся поглощением одной частицы и рождением новой.

Характерна реакция 8О16 (n,р) 7N16, приводящая к активации воды в активной зоне и воздуха около ЯР вследствие образования ра­диоактивного нуклида 7N16.

Вероятность той или иной реакции зависит от типа ядер и энергии нейтронов, g-квантов и ядер в момент взаимодействия. Мерой вероятности взаимодействия нейтрона с ядром любого нуклида является микроскопическое сечение , которое физичес­ки можно представить как долю площади поперечного сечения яд­ра, попав в которую, бомбардирующий нейтрон вызывает ту или иную ядерную реакцию: s = sa + ss - полное микроскопическое се­чение взаимодействия бомбардирующей частицы и ядра-мишени, см2, где sa = sf + sg - сечение поглощения (sа - сечение деления; sg- сечение радиационного захвата); ss - сечение рассеяния. Единицей измерения в СИ является квадратный метр (сантиметр). Часто используется внесистемная единица барн (б):

1 б = 10-28 м2 = 10-24 см 2.

Произведение числа ядер в единице объема (концентрация ядер) Nя (ядер/см3) на s (см2) называется макроскопическим сечением и обозначается (см-1 ):

å= Nя•s(1.8).

 

Физически S - мера вероятности взаимодействия частицы с ядрами вещества в 1 см3 при пробеге расстояния в 1 см.

Коэффициент размножения.

Реактивность.

 

Реактивность - это степень отклонения реактора от крити­ческого состояния или, другими словами, это мера надкритич­ности или подкритичности активной зоны реактора.

 

r = (kэф - 1)/kэф = + Dn/n2 (1.22)

 

при r =0 - реактор критичен;

r>0 - реактор разгоняется (надкритичен);

r<0 - реактор подкритичен.

Система СУЗ и определенная концентрация борной кислоты поддерживают ЯР в точно критическом состоянии.

Максимально возможная реактивность, которой обладает активная зона в "холодном" (с учетом отрицательного dr/dt ) состоянии при полностью извлеченных из нее поглотителях, называ­ется запасом реактивности. Конкретные величины запаса реак­тивности для ВВЭР-440 на любой момент топливного цикла и для различных состояний ЯР приведены в разделе 4.

Основные проблемы, которые необходимо решать для обеспе­чения безопасной эксплуатации ЯР, с точки зрения контроля и управления реактивностью, следующие:

- запас реактивности должен быть достаточным, чтобы обес­печить осуществление всех эксплуатационных режимов РУ;

- эффективность средств воздействия на реактивность долж­на быть достаточной для компенсации всех эксплуатацион­ных изменений реактивности (эффектов реактивности);

- во всех эксплуатационных и аварийных режимах должен быть исключен неуправляемый и неконтролируемый рост ре­активности; цепная реакция всегда должна быть контроли­руемой;

- скоростная эффективность средств воздействия на реак­тивность должна быть достаточной для компенсации изме­нений реактивности в переходных и аварийных режимах. В то же время скорость введения положительной реактивнос­ти исполнительными органами СУЗ не должна превышать пределов, установленных ПБЯ.

В активной зоне реакторов ВВЭР содержится от 15 до 40 са­мостоятельных критических объемов (в зависимости от мощности реактора и от среднего обогащения топлива в активной зоне). Лишь в конце кампании активная зона реактора на номинальной мощности содержит один критический объем, что и определяет конец топливного цикла.

Экспериментальные данные по определению критического ко­личества свежих ТВС (при расположении их рядом с проектным шагом) для ВВЭР-440 при температуре критсборки (где отража­тель - вода) 20^С следующие:

 

Обогащение топлива, % 1.6 2.4 3.6 4.4
Количество ТВС, обра­зующих крит.объем, шт

 

 

В реальности, потенциальная возможность образования кри­тического объема в активной зоне выше, чем приведенные цифры, т.к. надо иметь в виду, что отражателем каждой группы ТВС яв­ляется, главным образом, размножающая среда, что еще больше снижает размеры потенциального критического объема.

Каждый критический объем топлива в активной зоне должен быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Отсюда возникает требование равномерного размещения органов и сред­ств компенсации реактивности.

Опасным проявлением локальной критичности является высо­кая эффективность каждого отдельно взятого органа компенсации реактивности (эффективность определяется не геометрическим расположением органа компенсации в активной зоне, а размножа­ющими свойствами расположенных рядом кассет). Так, выброс уп­равляющей кассеты АРК из активной зоны приводит к быстрому вводу положительной реактивности в данном локальном критичес­ком объеме. Это вызывает быстрое возрастание потока нейтро­нов, перераспределение энерговыделения по объему активной зоны и выделение такого количества энергии в топливе, которое больше энергии, выделяемой в нем в процессе нормальной эксп­луатации. Все это, вместе с потерей теплоносителя через сече­ние разрыва, может вызвать условия кризиса теплообмена и плавления топлива.

Физически эквивалентной является противоположная эксплуа­тационная ситуация: застревание в верхнем положении одной кассеты АРК при срабатывании АЗ. В силу высокой эффективности кассеты АРК это уменьшает компенсирующую способность всей системы СУЗ и может затруднить переведение ЯР в подкритичес­кое состояние.

Практические средства, дающие возможность справиться с этой проблемой, различны. Это и размельчение органов компен­сации реактивности (уменьшение их "веса") с увеличением их числа, и введение борного регулирования.

Регулирование ЯР.

Общие положения.

 

Работа реактора на номинальной мощности, рассчитанной по средней плотности потока нейтронов, и соответствующему ему энерговыделению, сама по себе еще не гарантирует безопасной работы активной зоны. Решая задачу поддержания энерговыделе­ния в допустимых рамках, определяемых теплоотводом, основное внимание необходимо обращать на проблемы, связанные с нерав­номерностью энерговыделения по активной зоне реактора.

Практические ограничения теплового режима реактора, которые определяют допустимые условия его эксплуатации, связаны прежде всего с ограничениями:

a) по величине теплового потока от твэла;

б) по температуре топлива (конструктивных элементов твэла);

в) по температуре теплоносителя.

Предельные значения этих параметров достигаются прежде всего в наиболее энергонапряженных областях активной зоны, условия в которых тем более отличаются от средних условий в реакторе, чем больше неравномерность энерговыделения. Нерав­номерность распределения энерговыделения в активной зоне ха­рактеризуется коэффициентами неравномерности энерговыделения, знание которых необходимо для определения допустимой тепловой мощности реактора(см. раздел 5).

Ниже рассмотрены основные причины возникновения неравно­мерности (с разделением на группы, удобные для анализа) и не­которые практические способы ее уменьшения.

Борный эффект реактивности.

 

Изменение r, обусловленное изменением концентрации бо­ра в теплоносителе 1 контура от С1 до С2 вследствие водооб­мена, называют борным эффектом:

 

rв = r22 ) - r11 ) (3.6.)

 

Изменение реактивности, соответствующее изменению концентрации борной кислоты в теплоносителе 1 контура на 1 г/кг, называют борным коэффициентом реактивности:

aв = drв/dCн3во3. = dkэф/kэф•dCн3во3 (3.7.)

Борный коэффициент реактивности для ВВЭР-440 сущест­венно зависит от состава топливной загрузки, температуры теплоносителя, других факторов и может изменяться в диапазоне от 1,5 до 3,5% /г-1 кг-1 .

С ростом температуры теплоносителя dr/dCн3во3 , оставаясь отрицательным, монотонно уменьшается по абсолютной величи­не (см. рис. 3.3). Такое поведение dr/dCн3во3 обусловлено снижением весового содержания теплоносителя в реакторе (т.к. gН2О падает) и ужесточением спектра нейтронов в активной зоне и вследс­твие этого уменьшением эффективного сечения поглощения бо­ра по мере роста температуры теплоносителя.

 

3.4. Влияние коэффициентов реактивности на динамику и бе­зопасность реактора.

 

Отрицательные эффекты реактивности по топливу(мощност­ной) и замедлителю(плотностной температурный) обеспечивают стабилизацию мощности РУ при возможных ее повышениях и иг­рают очень важную роль в обеспечении безопасности РУ. Осо­бенно важен в этом смысле мощностной эффект из-за его быс­тродействия. Наличие достаточно большого отрицательного мощностного коэффициента в ВВЭР исключает возможность ядерного взрыва в нем и защищает активную зону от повреж­дений в случае неконтролируемого повышения нейтронного по­тока в возможных авариях с изменением реактивности.

Указанное самоограничение мощности РУ более эффективно проявляется на энергетических уровнях мощности, т.к. имею­щиеся соотношения тепловыделения и теплоемкости топлива приводят при изменении мощности к значительным изменениям температуры топлива. При малых ("нулевых") уровнях мощнос­ти нарастание мощности на начальной стадии разгона не вы­зывает заметного повышения температуры топлива, и отрица­тельный эффект реактивности не проявляется, поэтому при авариях с изменением реактивности наиболее опасны малые уровни мощ­ности.

Следует учесть, что отрицательный температурный эффект реактивности может оказывать не только положительное влия­ние на РУ в виде эффекта ее саморегулирования, но и быть в некоторых случаях опасным. Примером проявления такой опас­ности может служить режим подключения петли к работающему циркуляционному контуру.

Эксплуатационная документация (22,23) запрещает подключение циркуляционной петли на любом уровне мощности (включая МКУ), если данная петля была отключена с прекращением пря­мой или обратной циркуляции закрытием хотя бы одной ГЗЗ(т.е. петля была расхоложена). Этот запрет вызван сле­дующим. Поступление в активную зону "холодной" воды из подключаемой петли вызывает снижение температуры замедли­теля. При отрицательном ТКР это ведет к высвобождению по­ложительной реактивности, а значит, к непредусмотренному росту мощности ЯР и возможному повреждению активной зоны. В виду того, что перемешивание теплоносителя на входе в активную зону незначительно, влияние "холодного языка" подключаемой петли носит преимущественно локальный харак­тер. Наибольший всплеск мощности будет наблюдаться в сек­торе симметрии 60^, соответствующем подключаемой петле.

В случае ввода в работу петли из "горячего" резерва (через петлю осуществлялась обратная циркуляция теплоносителя) необходимо предварительно соблюсти следующие условия:

а) разность температур между "гор." ниткой подключае­мой петли и "хол." нитками работающих петель не более 15^С;

б) мощность ЯР снижена на 10-15% от допустимого уров­ня, соответствующего количеству работающих петель.

Необходимость соблюдения этих условий диктуется теми же соображениями, что и в случае с подключением "холодной" петли. Отличие этих 2-х случаев в том, что 2-й вариант "мягче" с точки зрения воздействия на реактивность.

В некоторых случаях наличие отрицательных коэффициен­тов реактивности может обеспечивать полную саморегулируе­мость РУ - поддержание ее мощности в соответствии с изме­нением внешней нагрузки блока при сохранении основных па­раметров установки в допустимых пределах. В ВВЭР такая возможность возникает при наличии отрицательного темпера­турного коэффициента по замедлителю и нулевого мощностного коэффициента. Следует помнить, что большой отрицательный коэффициент существенно ограничивает возможности саморегу­лирования РУ, т.к. противодействует коэффициенту , стабили­зирующему параметры РУ на новой мощности, достигнутой из­менением нагрузки.

Рассмотрим поведение ЯППУ в режиме саморегулирования при изменении нагрузки на ТГ.

Снижение мощности турбогенератора сопровождается уменьшением отбора пара из парогенераторов, в результате чего давление в парогенераторах начинает расти из-за избы­точного в начале процесса подвода тепла со стороны первого контура. Рост давления (а, следовательно, и температуры на­сыщения) в парогенераторе уменьшает температурный напор в нем и, следовательно, отвод тепла из первого контура, что при неизменной мощности РУ приводит к увеличению средней температуры теплоносителя 1 контура на величину +D`t и по­явлению отрицательной реактивности -Dr=-atDt. Мощность РУ начинает уменьшаться. Если бы в реакторах ВВЭР мощностной эффект был равен нулю, то средняя температура 1 контура вернулась бы к прежнему значению, то есть уменьшилась бы на - D`t, высвободив + r=(- at)(-D`t), стабилизируя мощность на новом уровне, соответст­вующем отбору тепла из ПГ. Стабилизируются также давление и температурный напор в ПГ. В таком реакторе управлять мощностью можно изменением расхода питательной воды, отка­завшись от автоматических регуляторов. Чем больше (-at), тем жестче связь расхода с мощностью, тем устойчивее регу­лирование. Но при этом реактор более опасен при аварий­ном (быстром) снижении температуры теплоносителя, что может быть, например, при разрыве ГПК.

Итак, при at< 0; aN= 0:

 

¯NТГ®­RПГ®­ts®¯Dt1-2®­t1®¯r®¯NРУ.

 

Весь процесс имеет характер затухающих колебаний. Пос­тоянная времени процесса определяется соотношением полной теплоемкости системы(1 контур и ПГ) и тепловой мощности, т.е. характерным временем разогрева или охлаждения всей системы; скорость затухания колебательного процесса опре­деляется абсолютным значением температурного коэффициента реактивности.

При наличии достаточно большого отрицательного мощнос­тного коэффициента aN (что мы и имеем в реакторах ВВЭР) c уменьшением мощности РУ сразу же высвобождается положи­тельная реактивность, которая компенсирует первоначальное уменьшение ее после повышения температуры 1 контура. В конце концов процесс стабилизируется на мощности, соответ­ствующей новой нагрузке, но температура 1 контура возрас­тает до значения, обеспечивающего полную взаимную компен­сацию

|-Drt | и +DrN..

Рост температуры приведет к повышению давления в 1 контуре и повышению давления пара в ПГ(обеспечивающем не­обходимое для новой мощности значение температурного напо­ра). В режиме саморегулирования эти отклонения могут быть выше допустимых, поэтому необходимо воздействие органов регулирования. В связи с этим возникает вопрос об опти­мальном законе регулирования. Как можно видеть на примере саморегулирования, изменение мощности и нагрузки связано с изменением всех основных параметров реакторной установки. Задача состоит в том, чтобы, поддерживая значения всех па­раметров в безопасных пределах, сохранять при изменениях режимов такое соответствие между ними, которое предъявляет наименьшие требования к системе регулирования, в наимень­шей степени нагружает оборудование и достаточно удобно для контроля ручного управления установкой оперативным персо­налом.

 

НФХ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР-440.

 

 

В соответствии с требованиями нормативных документов по (16,19) безопасности АЭС - ПБЯ и ОПБ-88 в любой момент топливного цикла для всех возможных значений параметров ЯЭУ должны быть извес­тны: максимальный запас реактивности активной зоны; эффектив­ность механических органов регулирования СУЗ; эффективность системы борного регулирования реактивности; значения темпера­турного и мощностного коэффициентов реактивности; значения коэффициентов неравномерности энерговыделения. Все эти данные называются нейтронно-физическими характеристиками активной зоны (далее везде НФХ) и готовятся для каждого топливного цикла (загрузки) с применением специальных расчетных программ на ЭВМ.

Описание НФХ дано на примере 5-й топливной загрузки блока 4 КАЭС (для других блоков значения аналогичных параметров ак­тивной зоны имеет тот же порядок).

В пояснительной записке НФХ даны конструкционные и физи­ческие параметры активной зоны. Конструкционные параметры бо­лее подробно рассматриваются в главе 7. Здесь же рассмотрим физические параметры активной зоны.

Максимальный запас реактивности (см. рис.4.4. график 1) в начале топливного цикла составляет 19,3%. Этот запас реактив­ности компенсируется механическими ОР СУЗ и борной кислотой в теплоносителе, причем, состав активной зоны таков, что за счет кассет АРК компенсируется только 8,6% реактивности (гра­фик 2). Борная же система регулирования не только компенсиру­ет оставшийся запас реактивности, но и обеспечивает требуемую в ПБЯ подкритичность не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным Кэф. (в рассматриваемом примере с НФХ 4 блока обеспечивается подкритичность топливной загрузки в "холодном" состоянии ЯР в 4% - см. рис. 4.4 график 3 на момент Т эф.=0сут).

На начало кампании (рис.4.4.) эффективность борной системы регулирования составляет 23,3%. Из этого же рисунка видно, что к концу топливного цикла,

Тэф.=331 сут, подкритичность растет и достигает значения 13,7%. Это объясняется снижением максимального запаса реактивности и незначительным ростом эф­фективности борной системы регулирования за счет увеличения борного эффекта реактивности (см. п.3.3.).

Как видно из рис.4.4. и 4.5. полная эффективность механи­ческой и жидкостной системы (график 4) всегда больше, чем максимальный запас реактивности (график 1), что позволяет пе­реводить и надежно удерживать ЯР в подкритическом состоянии в любой момент топливного цикла и при любой температуре тепло­носителя 1 контура.

Срабатывание АЗ-1 обеспечивает подкритичность топливной загрузки при рабочей температуре теплоносителя (разность в реактивности между графиками 5 и 1 рисунка 4.5):

- на Тэф.=0 сут. - 7,6%;

- на Тэф.=331 сут. - 7,9%.

Эффективность АЗ-1 (7,6%) несколько меньше полной эффек­тивности органов СУЗ (8.6%), это следует из того, что при ра­боте ЯР на мощности 6-я регулирующая группа АРК находится не на ВКВ, а в промежуточном положении (150-200см от низа актив­ной зоны).

Рост эффективности механических ОР СУЗ с 8,6% в "холод­ном" состоянии (рис.4.4 при Тэф.=0 сут.) до 12,2% при рабочей температуре теплоносителя (рис.4.5) объясняется следующим об­разом. Введение в активную зону поглощающих надставок АРК и соответственно выведение из нее топливных частей кассет можно представить как изменение геометрического параметра (В) ак­тивной зоны. Т.к. под эффективностью органов СУЗ понимается разность реактивностей (Dr) однородного реактора и реактора с органами СУЗ в активной зоне, задача нахождения эффективности ОР СУЗ сводится к определению геометрического параметра реак­тора с ОР СУЗ и без них:

 

M2

Dr =------•DВ2 (4.1),

K¥

где DВ2 - изменение геометрического параметра активной зоны при введении в нее ОР СУЗ.

Поскольку DВ2 слабо зависит от температуры, влияние ее на Dr проявляется через изменение М2 / К¥ . Величина М2 / К¥ монотонно и существенно возрастает с увеличением температуры (см. п.1.2), а зна­чит, и монотонно возрастает эффективность ОР СУЗ. Т.е. как бы увеличивается объем активной зоны, откуда нейтроны стекаются на стержни ОР СУЗ.

В приложениях к пояснительной записке НФХ приведены:

- изменение основных расчетных нейтронно-физических ха­рактеристик активной зоны в данном топливном цикле;

- изменение максимального запаса реактивности загрузки и эффективности СУЗ в топливном цикле;

- графики определения пусковой концентрации жидкого пог­лотителя в теплоносителе после останова реактора;

- изменение реактивности топливной загрузки в результате ее отравления Хе.

На рис.4.1 представлены графики, показывающие: а) значе­ние критической концентрации борной кислоты в любой момент топливного цикла; б) высоту регулирующей группы АРК при дан­ном значении концентрации жидкого поглотителя. Из рисунка видно, что после полного выведения бора из теплоносителя дальнейшее поддержание РУ на номинальной мощности производит­ся подъемом регулирующей группы АРК, что позволяет продлить кампанию реактора с 300 до 331 эф.суток.

Положение 6-й регулирующей группы АРК на различных уров­нях мощности оговорено в "Технологическом регламенте эксплуа­тации" и представлено на рис.2.2. Диапазон положения регули­рующей группы АРК при работе ЯР на мощности - 150-200см уста­новлен из необходимости выбора оптимального режима эксплуата­ции ЯР с удовлетворением двух условий:

- снижение значений коэффициентов неравномерности энерго­выделения в активной зоне(см. п.2.1);

- обеспечение для регулирующей группы АРК максимально возможной дифференциальной эффективности.

На рис.4.2 представлено изменение коэффициентов неравномерности энерговыделения в топливном цикле. Объяснение именно такого характера изменения коэффициентов было дано в разде­ле 2. Увеличение же коэффициентов неравномерности в конце топливного цикла (после 300 эф.сут.) вызвано извлечением ре­гулирующей группы АРК для продления кампании реактора.

В пояснительной записке НФХ приведены также максимальные значения коэффициентов неравномерности энерговыделения по ак­тивной зоне на номинальных параметрах:

Кq = 1,26; Кv = 1,89; Кq • Кк = 1,46

На практике коэффициенты неравномерности используются для проверки соответствия текущего состояния ЯР таблице допусти­мых режимов эксплуатации. Эта проверка осуществляется с при­менением методики, изложенной в разделе 5.

Интегральная характеристика группы кассет АРК - это зави­симость реактивности, которая выделяется (поглощается) груп­пой АРК при ее перемещении, от местоположения этой группы по высоте активной зоны. На рис.4.3 представлены типовые интег­ральные характеристики 6-й регулирующей группы, эффективность которой существенно зависит от температуры теплоносителя, концентрации борной кислоты и выгорания топлива. Влияние темпе­ратуры теплоносителя на эффективность ОР СУЗ уже рассматрива­лась в данном разделе (сравни<

Последнее изменение этой страницы: 2017-07-07

lectmania.ru. Все права принадлежат авторам данных материалов. В случае нарушения авторского права напишите нам сюда...