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 m_p=1, 00758 а.е.м.

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

Вокруг ядра движется Z электронов. Заряд электронов нейт­рализует заряд ядра, вследствие чего атом - электрически ней­тральная частица. Масса электрона m_е=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.

Дефект массы, энергия связи, энергия деления.

 

Суммарная энергия взаимодействия нуклонов в ядре опреде­ляется ядерными силами притяжения всех нуклонов и электроста­тическими силами отталкивания протонов и называется энергией связи ядра. Она равна работе, которую необходимо совершить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны, или, иначе говоря, равна энергии, которая выделяется при образовании яд­ра из отдельных нуклонов.

В ядерной физике часто используют энергетический эквива­лент массы. Согласно соотношению Эйнштейна, каждому значению массы М соответствует полная энергия:

Е= Мс² (1.1),

где с - скорость света в вакууме.

Как правило, в ядерной физике энергия и масса измеряются в электрон-вольтах (эВ). 1эВ=1, 60•10^-19 Дж - энергия, приобретаемая электроном при прохождении разности потенциалов в 1В. Установим соотношение между а.е.м и ее энергетическим эквива­лентом:

Е_1а.е.м. =1, 492439•10^-10 Дж=9, 31502•10⁸ эВ=931, 502 МэВ.

 

Таким образом, 1 а.е.м соответствует энергия 931, 502 МэВ.

Энергии связи ядра Е_св соответствует дефект массы ядра Dm, который равен разности между суммой масс покоя нуклонов, составляющих ядро, и массой ядра:

 

Dm = Z•m_р + (А-Z)•m_n - m_я (1.2),

где m_p, m_n, m_я - массы протона, нейтрона и ядра соответственно, а.е.м.

 

В этом случае Есв. = 931•Dm МэВ.

Отношение полной энергии связи ядра к массовому числу да­ет среднее значение энергии связи на один нуклон и называется удельной энергией связи:

e= Е _св./А (1.3).

 

Тем самым удельная энергия связи характеризует интенсивность ядерных сил. Как видно из рис.1.1, при малых значениях массо­вых чисел e резко возрастает и достигает максимума при А»50-60. Нуклиды с такими массовыми числами наиболее устойчивы. С дальнейшим ростом А средняя энергия связи уменьшается, однако в широком интервале массовых чисел значение e почти постоянно и равно 8 МэВ.

Из факта убывания удельной энергии связи для нуклидов с массовыми числами больше или меньше 50-60 следует, что для ядер с малыми А энергетически выгоден процесс слияния - тер­моядерный синтез, приводящий к увеличению массового числа, а для ядер с большими А - процесс деления. В обоих случаях об­разующиеся новые ядра имеют большую удельную энергию связи, чем исходные. Следовательно, в таких реакциях будет высвобож­даться энергия.

Нейтрон, поглощенный ядром, увеличивает энергию ядра на энергию связи присоединенной частицы:

Е_n = 931• [(М_(Z, _A) + m_n ) - М_{(Z, A+1)} ] МэВ (1.4),

где m_n, М_(Z, _A), М_{(Z, A+1)} - массы нейтрона и нуклида до и после поглощения нейтрона, а.е.м.

 

При делении тяжелого (А> 90) ядра нейтроном на два осколка происходит изменение массы на величину:

 

Dm_f = m_я + m_n -(m₁ + m₂ + V_f •m_n ) (1.5),

где m_я, m_n, m₁ и m₂ - массы исходного ядра, нейтрона и ядер-осколков соответственно, а.е.м.;

V_f - количество свободных нейтронов, образовавшихся при делении. Соответственно энергия деления равна

 

Е_f = 931•Dm_f (1.6).

 

При любом типе деления тяжелых ядер происходит развал яд­ра на два (реже на три) осколка с отношением масс примерно 2: 3. Это ядра различных нуклидов средней части Периодической системы в пределах значений А=72-166, распределение которых по выходу на одно деление представлено на рис.1.2.

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:

_ZХ^A ® _Z-2У^A-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:

_ZХ^A ® _Z+1У^A + 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.

_ZХ^A ® _Z-1У^A + 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 n_мгн:

_ZХ^A ®_ZУ^A₁ + _ZУ^A₂ +S n_мгн, где Z=Z₁ +Z₂; А=А₁ +А₂ + Sn_мгн.

 

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:

Е_возб.=Е _кин.+Е_св.. > Е_порог..

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 + ₀n^{1 ®} 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 = s_a + s_s - полное микроскопическое се­чение взаимодействия бомбардирующей частицы и ядра-мишени, см², где s_a = s_f + s_g - сечение поглощения (s_а - сечение деления; s_g- сечение радиационного захвата); s_s - 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) N_я (ядер/см³) на s (см²) называется макроскопическим сечением и обозначается (см^-1 ):

å = N_я•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 = (k_эф - 1)/k_эф = + 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:

 

r_в = 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:

a_в = dr_в/dCн₃во_3. = dk_эф/k_эф•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. g_Н2О 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=-a<sub>t</sub>Dt. 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=(- a_t)(-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 (-a_t), 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 a_t< 0; a_N= 0:

 

¯ N_ТГ®­R_ПГ®­t_s®¯ Dt_1-2®­t₁®¯ r®¯ N_РУ.

 

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 a_N (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

|-Dr_t | и +Dr_N._.

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).

12345678910Следующая ⇒

Поделиться: