Ответы на вопросы ТУР. 1. Реакторные измерения. 2 2 Нейтронные источники. 4

• Название: 1. Реакторные измерения. 2 2 Нейтронные источники. 4
• Анкор: Ответы на вопросы ТУР.docx
• Дата: 13.12.2017
• Размер: 6.93 Mb.
• Имя файла: Ответы на вопросы ТУР.docx
• Тип: Документы; #11333
• страница: 22 из 39

43 Влияние энерговыделения на кампанию реактора.

Реактор будет работать надежно только в том случае, когда обеспечен нормальный отвод тепла с самого напряженного участка твэлов, где объемный коэффициент неравномерности максимален.

Обычно рассматривают неравномерность энерговыделения по радиусу и по высоте активной зоны.

В этом случае k_V = k_rk_z,

где к_г, k_z - коэффициенты неравномерности энерговыделения по радиусу и высоте активной зоны соответственно.

Пространственное распределение поля энерговыделения существенно влияет на удельную мощность реактора и его кампанию.

Важнейшей проблемой является выравнивание полей энерговыделения в активной зоне, так как чем больше коэффициент неравномерности, тем меньше допустимая мощность, на которой реактор может надежно работать в течение кампании.

В реакторах ВВЭР для снижения максимальной объемной энергонапряженности активной зоны принимается ряд мер. Выполняется физическое профилирование активной зоны загрузкой топлива, т. е. используется топливо с различными обогащениями.

Приходится профилировать расход теплоносителя.
В гетерогенных реакторах профилирование ведется только в радиальном направлении в зависимости от энерговыделения по параллельным каналам.
В этом случае максимальный расход теплоносителя через наиболее нагруженные каналы (ТВС) должен превышать средний в к_г раз.

При работе ВВЭР на номинальной мощности энергонапряженность активной зоны настолько велика, что перекос нейтронного поля при более или менее значительном опускании группы ОР СУЗ может привести к недопустимому возрастанию температур в отдельных ТВС.

В случае падения одной или нескольких групп ОР при paботе реактора на мощности происходит срабатывание только предупредительной защиты, чтобы предупредить поспешные действия персонала, направленные на компенсацию отрицательной реактивности упавшей кассеты и восстановление мощности реактора подъемом ОР СУЗ.

Погружение отдельных групп ОР СУЗ вызывает перекос нейтронного поля в активной зоне, и попытка скомпенсировать отрицательную реактивность и восстановить исходную мощность реактора может привести к значительному локальному повышению нейтронного потока и соответственно энерговыделения и температур в твэлах, расположенных в этих местах.

При работе ВВЭР на номинальной мощности энергонапряженность активной зоны настолько велика, что перекос нейтронного поля при более или менее значительном опускании группы ОР СУЗ может привести к недопустимому возрастанию температур в отдельных ТВС.

В случае падения одной или нескольких групп ОР при paботе реактора на мощности происходит срабатывание только предупредительной защиты, чтобы предупредить поспешные действия персонала, направленные на компенсацию отрицательной реактивности упавшей кассеты и восстановление мощности реактора подъемом ОР СУЗ.

Погружение отдельных групп ОР СУЗ вызывает перекос нейтронного поля в активной зоне, и попытка скомпенсировать отрицательную реактивность и восстановить исходную мощность реактора может привести к значительному локальному повышению нейтронного потока и соответственно энерговыделения и температур в твэлах, расположенных в этих местах.

При работе ВВЭР на номинальной мощности энергонапряженность активной зоны настолько велика, что перекос нейтронного поля при более или менее значительном опускании группы ОР СУЗ может привести к недопустимому возрастанию температур в отдельных ТВС.

В случае падения одной или нескольких групп ОР при paботе реактора на мощности происходит срабатывание только предупредительной защиты, чтобы предупредить поспешные действия персонала, направленные на компенсацию отрицательной реактивности упавшей кассеты и восстановление мощности реактора подъемом ОР СУЗ.

Погружение отдельных групп ОР СУЗ вызывает перекос нейтронного поля в активной зоне, и попытка скомпенсировать отрицательную реактивность и восстановить исходную мощность реактора может привести к значительному локальному повышению нейтронного потока и соответственно энерговыделения и температур в твэлах, расположенных в этих местах.

44 Мощность, кампания, энергоресурс реактора.

Мощность реактора определяется энерговыделением в единицу времени в его активной зоне.
В свою очередь, скорость энерговыделения зависит от числа делений ядер топлива и, следовательно, плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих эти деления.

Мощность реактора связана со средней плотностью потока тепловых нейтронов соотношением:



где N — мощность реактора, кВт;

Ф_т — средняя плотность потока тепловых нейтронов в топливе, н/(см² -с);

a_f — эффективное сечение деления ^{2 3 5} U, см²;

N⁵ - концентрация ядер ^{2 35} U, см^-1;

V - объем активной зоны, см³.

Кампания реактора — это время, в течение которого активная зона может работать на номинальной мощности с одной и той же загрузкой.
Определяется кампания запасом реактивности и кончается при полном удалении из активной зоны борной кислоты, когда цепная реакция прекращается.

Способность реактора выработать за время кампании определенное количество энергии характеризует его энергоресурс (энергозапас) - Q_K.
Использованную часть энергоресурса называют энерговыработкой реактора.

Если реактор в течение определенного времени работал на различных уровнях мощности, то его энерговыработка Q_выр равна сумме энерговыработок на каждом уровне мощности.

Кампанию и энергоресурс реактора иногда выражают в эффективных сутках, т. е. в сутках работы на номинальной мощности. Одни эффективные сутки для ВВЭР-1000 соответствуют энерговыработке 3000*24 = 72 ГВт*сут. Для перевода энерговыработки в эффективные сутки следует использовать соотношение:



Количество загруженного делящегося топлива в ядерном реакторе при его работе непрерывно уменьшается за счет деления ядер ²³⁵U и радиационного захвата ими нейтронов. Этот процесс называют
выгоранием топлива.

Выгорание связано с энерговыработкой линейной зависимостью:

m_выг⁵ = 1,23 • N t

где т_выг — масса выгоревшего ²³⁵U, г; 1,23 — расход топлива в граммах, соответствующий энерговыработке в 1 МВт•сут, с учетом потерь энергии, радиационного захвата нейтронов и деления ²³⁵U;
N — мощность реактора, МВт;
t, — время работы реактора на мощности N, сут.

Основная часть расхода топлива определяется количеством разделившихся ядер ²³⁵U за определенное время работы реактора на мощности. Масса разделившихся ядер в граммах за время t работы реактора на мощности N, т.е. при энерговыработке Q = Nt, равна

m⁵_дел = 1,05 • Nt = 1,05 Q,

где 1,05 — масса ²³⁵U в граммах, разделившегося при энерговыработке 1 МВт • сут.

В связи с выгоранием ²³⁵U уменьшается к_эф, а следовательно, реактивность и запас реактивности. Изменение запаса реактивности за счет выгорания — длительный процесс. Он зависит только от энерговыработки реактора.

Воспроизводство и отравление

При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди них делящиеся ядра ²³⁹Ри, ²⁴¹Ри. Процесс накопления последних называется воспроизводствомделящегося материала.

При делении топлива образуется около
200 нуклидов — продуктов (осколков) деления.

Некоторые ядра, образующиеся при делении урана и плутония, имеют большие сечения поглощения тепловых нейтронов.

IIoглощение нейтронов теми из них, сечение поглощения которых очень велико, а концентрация которых сравнительно быстро достигает равновесной, называется отравлением реактора.

Основная масса образующихся ядер, называемая шлаками, имеет сечение поглощения тепловых нейтронов не больше, чем сечение деления топлива.

В процессе накопления шлаков (при работе реактора) запас реактивности уменьшается.

Это уменьшение запаса реактивности вследствие поглощения тепловых нейтронов шлаками называется шлакованием реактора.

Процесс шлакования так же, как и выгорания, медленный, связанный только с кампанией (энергонаработкой) реактора.

При эксплуатации реактора разделить процессы выгорания и шлакования невозможно.