Ответы на вопросы ТУР. 1. Реакторные измерения. 2 2 Нейтронные источники. 4
![]()
|
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 kV = krkz, где кг, kz - 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 кг 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; Фт — средняя плотность потока тепловых нейтронов в топливе, н/(см2 -с); af — 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) - QK. Использованную часть энергоресурса называют энерговыработкой реактора. Если реактор в течение определенного времени работал на различных уровнях мощности, то его энерговыработка Qвыр 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: mвыг5 = 1,23 • N t где твыг — 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 m5дел = 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 кэф, 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. |