ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
  • СОЗДАНИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
  • ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ
  • НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК
  • УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА
  • ОТВОД ТЕПЛОТЫ В РЕАКТОРЕ
  • ТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕЖИМ
    ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА
  • УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ РЕГУЛИРОВАНИЕ
    МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
  • АКТИВНАЯ ЗОНА В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ
  • ОСНОВЫ РАДИАЦИАННЫЙ БЕЗОПАСНОСТИ
  • МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ
    ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ
  • Изменение нейтронного потока во времени
  • Мощность и кампания реактора
  • Контрольная работа № 1
  • Контрольная работа № 2
  •  

    УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ

    РЕГУЛИРОВАНИЕ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА

    Коэффициент размножения нейтронов в реакторе, работающем на постоянной мощности, равен единице. В период работы реактора происходит изменение состава активной зоны , что вызывает уменьшение коэффициента размножения нейтронов. Для поддержания требуемого значения Кэф = 1 за весь период работы реактора необходимо на начало кампании иметь избыточный коэффициент размножения ΔК = Кэф-1. Значение ΔК должно быть таким, при котором будут обеспечены условия осуществления самоподдерживающейся реакции деления урана и регулирования мощности за весь расчетный период работы реактора.

    Состояние реактора характеризуется реактивностью ρ, которая определяется как отношение избыточного коэффициента размножения к эффективному коэффициенту размножения, т. е.:

     (3.54)

    Нулевая реактивность соответствует критическому состоянию, положительная – надкритическому и отрицательная – подкритическому.

    Изменение реактивности происходит на основании следующих эффектов: выгорание горючего (урана), образования осколков деления (шлаков), воспроизводства горючего (образование нового делящегося изотопа 239Рu), изменения температуры активной зоны и др. Среди осколков деления присутствуют вещества, сильно поглощающие нейтроны, такие как 135Хе и 149Sm, их влияние на реактивность обычно учитывается особо от других шлаков.

    Таким образом, необходимый или имеющийся запас реактивности можно представить следующим образом:

     , (3.55)

    где ρвыг, ρшл, ρSm – запасы реактивности, обеспечивающие компенсацию выгорания горючего, образование шлаков и 149Sm, соответственно;

    ρPu – увеличение реактивности, происходящее за счет образование нового делящегося изотопа Pu;

    ρXe – изменение реактивности, вызываемое изменением концентрации ядер 135Xe;

    ρТ – изменение реактивности, происходящее в результате изменения температуры активной зоны;

    ρман – запас реактивности, принимаемый для маневрирования мощностью реактора в конце кампании.

    Ввиду того, что у работающего реактора на заданной мощности реактивность равна нулю, то имеющийся запас реактивности ρзап, должен быть компенсирован. Компенсация имеющегося запаса реактивности осуществляется поглощающими стержнями, которые называют компенсирующими стержнями (КС). По мере выработки кампании запас реактивности уменьшается, а следовательно, компенсирующие стержни будут перемещаться вверх. Вывод этих стержней в верхнее положение будет свидетельствовать о выработке реактором всего запаса реактивности. Для дальнейшего использования реактора необходимо сделать перегрузку активной зоны новыми рабочими каналами.

    В систему управления и защиты реактора (СУЗ) входят стержни автоматического регулирования мощностью реактора (автоматический регулятор - АР) и ручной регулятор (РР), которые воздействуют на реактивность и тем самым управляют мощностью (интенсивностью цепной реакции).

    Принципиальной особенностью управления мощностью реактора является то, что при увеличении мощности реактора, вводимая положительная реактивность должна быть небольшой величиной, а именно меньше доли запаздывающих нейтронов. Поэтому компенсирующие органы используются также для автоматического или дистанционного подавления реактивности в случаях , когда эффективность регуляторов для этой цели недостаточна.

    Устройство СУЗ, предназначенное для быстрого автоматического и ручного дистанционного гашения цепной реакции, называют аварийной защитой (АЗ). Систему датчиков и приборов для контроля технологических параметров реакторной установки АЭС (температуры, давления, расхода теплоносителя и т. д.) называют контрольно-измерительными приборами (КИП).

    КИНЕТИКА РЕАКТОРА

    Кинетикой реактора называют изменение нейтронного потока (мощности) реактора во времени. Нейтронный поток и мощность реактора связаны между собой уравнением

     , (3.56)

    где Vг – объем горючего в активной зоне реактора, см3;

    3,1·1013 дел/с·кВт – количество актов делений урана, при котором выделяется мощность 1 кВт.

    Изменение нейтронного потока Фср вызывает изменение мощности реактора, а, следовательно, зависимости, полученные для изменения мощности реактора. Характер зависимости изменения нейтронного потока от времени установим первоначально для случая, если бы все нейтроны были мгновенными, т. е. образованными непосредственно при акте деления урана.

    Время жизни одного поколения нейтронов l для этого случая определяется временем самой реакции деления  с, временем замедления  с и временем диффузии  с. Таким образом, величина l в основном определяется временем диффузии и составляет  с. Пусть реактору в определенный момент времени сообщена избыточная реактивность ΔК, а перед возмущением плотность нейтронов составляла . Следовательно, скорость изменения плотности нейтронов составит

    .

    Разделив переменные и проинтегрировав, получим:

    .

    Для моноэнергетических нейтронов  и , тогда

     . (3.57)

    При ΔК=0 поток нейтронов Ф = Фо и не изменяется во времени. В уравнении (3.57) не фигурирует абсолютное значение Фо, а это значит, что реактор может быть критическим при любом значении потока нейтронов (или на любом уровне мощности). При ΔК>0 поток возрастает, и наконец, при ΔК<0 поток уменьшается.

    Пусть ΔК = 0,005, а t = 1 с, тогда  Таким образом, за 1 с нейтронный поток, а следовательно, и мощность реактора увеличились бы в 150 раз. При такой скорости изменения мощности реактор не может быть управляемым.

    Периодом реактора T называется время, в течение которого нейтронный поток изменяется в е раз.

    Из уравнения (3.57) следует, что , когда , значит

    . (3.58)

    Следовательно, период реактора пропорционален времени жизни одного поколения нейтронов и обратно пропорционален реактивности реактора, с учетом этого формула (3.58) перепишется так:

    . (3.59)

    Для выше рассмотренного примера  с.

    Периодом удвоения мощности называется время, в течение которого мощность (нейтронный поток) изменяется в 2 раза. Из (3.57) следует

    ,

    откуда

    . (3.60)

    Допустим, что время жизни одного поколения нейтронов равно 0,1 с и уравнение (3.58) является правомерным для такого варианта. Тогда при  и t=1 c получим

    .

    Нейтронный поток в данном случае изменился бы за 1 с всего в 1,02 раза. Управление реактором стало бы возможным. Такой вариант при работе реактора действительно имеет место, а условием его появления является наличие запаздывающих нейтронов.

    Запаздывающие нейтроны. Запаздывающими нейтронами называют такие, которые образуются при распаде некоторых продуктов деления. Например, если продуктом деления является , то он может распадаться по схеме:

     

      

      β   (3.61)

     56 c 

    87Kr переходит в 86Kr практически мгновенно, следовательно, ядром предшественником запаздывающего нейтрона по схеме (3.61) считают 87Br, который распадается с периодом полураспада равным 56 с.

    Среди продуктов распада находится до 20 изотопов, которые излучают запаздывающие нейтроны. Однако обычно выделяют шесть групп запаздывающих нейтронов.

    Среднее время жизни одного поколения нейтронов в реакторе равно сумме времени жизни запаздывающих и мгновенных нейтронов

    . (3.62)

    Ввиду малости величины l (около 0,001 с) время жизни одного поколения с учетом запаздывающих нейтронов будет равно

     с. (4.63)

    Таким образом, период реактора в приведенном выше примере (ΔК=0,005) с учетом запаздывающих нейтронов принимает существенно большее значение, а именно:

     с. (3.64)

    Средняя энергия, при которой генерируется запаздывающие нейтроны, составляет около 0,5 МэВ, тогда как мгновенные нейтроны рождаются с энергией в среднем 2 МэВ. Это увеличивает ценность запаздывающих нейтронов в тепловых реакторах и приводит к повышению эффективного процентного содержания их.

    При делении на быстрых нейтронах возникает приблизительно такая же доля запаздывающих нейтронов, как и при делении на тепловых нейтронах. В быстрых реакторах нейтроны не замедляются. Однако это не оказывает заметного влияния на значение среднего времени жизни , так как оно в основном определяется средним временем запаздывания. Вследствие того среднее время жизни одного поколения нейтронов  и период реактора Т (при одинаковом значении избыточной реактивности) в реакторах на быстрых нейтронах такого же порядка, как и в реакторах на тепловых нейтронах.

    Если в качестве топлива применяется 239Pu или 233U, задача управления реактором становится сложнее, чем в случае, когда топливом является 235U. Это объясняется тем, что относительная доля запаздывающих нейтронов 239Pu равна 0,0021, а 233U – 0,0026 вместо 0,0064 для 235U. Поэтому при прочих равных условиях среднее время жизни поколения нейтронов  в случае, когда применяются 239Pu или 233U, оказывается меньше, что обусловливает и меньшее значение периода реактора.

    3.2.4.3. ВЛИЯНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ НА РАБОТУ РЕАКТОРА

    Температура активной зоны изменяется при пусках и остановках реактора, а также при переходных режимах работающего реактора. Изменение температуры оказывает влияние на величину коэффициента размножения нейтронов (реактивность). Знание зависимости реактивности от температуры важно в связи с устойчивостью работы реактора на заданной мощности и при расчетах имеющегося запаса реактивности.

    Влияние температуры на реактивность оценивают температурным коэффициентом и температурным эффектом. Температурным коэффициентом реактивности называют изменение реактивности (коэффициента размножения нейтронов) при изменении температуры на один градус, а температурным эффектом реактивности - изменение реактивности в рассматриваемом интервале изменения температуры.

    Согласно определению температурный коэффициент реактивности αТ может быть выражен следующим образом:

     . (3.65)

    Для дальнейшего анализа воспользуемся выражением эффективного коэффициента размножения для больших реакторов

     , (3.66)

    где  - площадь миграции.

    Для реактора близкого к критическому на основании (3.63) и (3.64) можно получить:

     . (3.67)

    Как следует из (3.67), температурный коэффициент зависит от влияния температуры на величины, входящие в уравнение для Кэф. Известно, что величины η ε φ θ и М2 зависят от микроскопических сечений материалов активной зоны, а геометрический параметр В2 от формы и размеров реактора.

    Таким образом, влияние температуры на реактивность проявляется через микроскопические сечения веществ σi и количество ядер рассматриваемого изотопа в единице объема Ni, (Σi = σiNi),а также через изменение объема активной зоны (и отражателя). В соответствии с этим различают: ядерный температурный коэффициент, который отражает влияние температуры на микроскопические эффективные сечения; плотностной температурный коэффициент реактивности, отражающий влияние температуры на реактивность через количество ядер вещества в единице объема, и объемный, отражающий влияние на реактивность изменения объема активной зоны от температуры.

    ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ

    1. Что понимают под реактивностью реактора? Как оценивается запас реактивности на начало кампании?

    2. Что понимают под «мгновенными» и «запаздывающими» нейтронами? Какова доля запаздывающих нейтронов?

    3. Что такое время жизни одного поколения нейтронов? Как оно изменяется при учете запаздывающих нейтронов?

    4. Почему невозможно управление реактором, если бы все нейтроны были мгновенными?

    5. Какую форму имеет уравнение баланса нейтронов при учете запаздывающих нейтронов?

     Проанализируйте уравнение зависимости реактивности от обратного периода ρ = f (ω).

    Что такое дифференциальная и интегральная характеристики стержней регулирования?

    Каковы источники нейтронов в остановленном реакторе?

    Что такое минимально контролируемая мощность и как она достигается при пуске реактора?

    10. Какие эффекты реактивности Вы знаете? Что такое температурный коэффициент реактивности?

    11. Что понимается под свойством саморегулирования реактора?

    12. Что называется температурным коэффициентом реактивности и температурным эффектом?

    13. Чем обусловлено введение понятий «ядерный температурный коэффициент» и «плотностной температурный коэффициент»?

    14. Объясните значение температуры нейтронного газа.

    15. Какой знак температурный коэффициент реактивности должен иметь в области рабочей температуры активной зоны и почему?

    16. Какое влияние температура оказывает на вероятность избежания резонансного захвата φ и коэффициент использования тепловых нейтронов θ?

    АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ (АЭС)