Категории: ДомЗдоровьеЗоологияИнформатикаИскусствоИскусствоКомпьютерыКулинарияМаркетингМатематикаМедицинаМенеджментОбразованиеПедагогикаПитомцыПрограммированиеПроизводствоПромышленностьПсихологияРазноеРелигияСоциологияСпортСтатистикаТранспортФизикаФилософияФинансыХимияХоббиЭкологияЭкономикаЭлектроника |
Учебное пособие по физике реактораУчебное 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...............................................................................................................
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=А1 +А2 + 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.=Е кин.+Есв.. >Епорог. . Энергии связи нейтронов в ядрах, являющихся составными при делении наиболее важных тяжелых нуклидов, приведены ниже:
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:
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 = r2(с2 ) - r1(с1 ) (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... |