|
|
Ответы на вопросы ТУР. 1. Реакторные измерения. 2 2 Нейтронные источники. 4
45 Глубина выгорания топлива.
Важной характеристикой работоспособности активной зоны являет ся глубина выгорания топлива.
Существует несколько способов опреде ления этой характеристики. Иногда глубина выгорания (kг/т) характе ризуется отношением массы выгоревшею радионуклида (например, 235U) тВЫГ к загруженному топливу тТ0П
В = mвыг / mтоп
Иногда используется для этой цели отношение массы выгоревшего урана к загруженному т5 (доля первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превраще ние):
В = mвыг / m5 ∙100
Характеризуется глубина выгорания топлива и отношением коли чества ядер накопившихся осколков деления к обьему среды V (см3), в которой происходит деление:
где N0ck — концентрация ядер осколков деления, ядер/см3; Nдел
число разделившихся в среднем на два осколка ядер топлива в единице объема активной зоны, ядро/см3; mдел - масса разделившегося ура на, г;
V — объем топлива в активной зоне.
Но чаще всего глубину выгорания определяют как отношение выра ботанной тепловой энергии за время кампании реактора к массе загру женного урана
В= Qк/mтоп (измеряется в МВт*сут/тU)
В= Qк/mтоп
Фактически эта величина характеризует накопление продуктов деления в граммах на тонну урана, так как деление 1,05 г урана (т.е. накопление 1,05 г продуктов деления) сопровождается освобождением энергии примерно 1 МВт*сут.
Для ВВЭР при кампании три года, с использованием частич ных перегрузок один раз в год, глубина выгорания достигает значения 40 ГВт•сут/т.
В процессе работы ВВЭР наблюдаются распухание топливных табле ток из-за накопления продуктов деления и увеличение давления газо образных осколков деления на оболочку. Это ограничивает допустимую глубину выгорания.
Воспроизводство
В связи с тем что в реакторах ВВЭР используется в качестве топ лива слабообогащенная двуокись урана, основу которого составляет радионуклид 238U.
Часть нейтронов, образующихся при делении 235U, захватывается ядрами 238U. При этом образуются новые радионукли ды, в том числе и изотопы плутония.
Образовавшийся плутоний принимает участие в цепной реакции деле ния, увеличивая тем самым запас реактивности.
Количество накапливаю щегося при работе реактора плутония можно оценить, если известен КВ, равный отношению количества накопленных атомов плутония к количеству всех разделившихся ядер:
Выгорание, шлакование, воспроизводство - эти процессы изменяют запас реактивности одновременно и зависят только от энерговыработки, поэтому при проведении эксплуатационных расчетов их учитывают одновременно.
В ВВЭР на компенсацию этих процессов отводится до 20-30 % запаса реактивности (запас реактивности на выгорание).
Изменение запаса реактивности по мере энерговыработки характери зуется темпом выгорания
dp/dQKi %/эф.сут,
отображающим изменение реактивности при изменении энерговыработки.
Например, значение темпа выгорания для ВВЭР-440 равно 0,03 %/эф. сут.
46 Основные параметры, определяющие кинетику реактора.
Раздел физики ядерных реакторов, носящий название «кине тика», посвящен изучению нестационарных состояний реактора, когда средняя плотность тепловых нейтронов является функци ей времени.
Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях.
Подобные состояния достаточно часто имеют место при эксплуатации реактора, а именно: при пуске, регулировании мощности, остановке реактора и других переходных режимах, как штатных, так и нештатных, в том числе и аварийных.
Изменение плотности нейтронов во времени в этом случае происходит в результате отклонения реактивности от нулевого значения при перемещении органов управления или по другим причинам.
Нарушающееся при этом равновесие между скоростью генерации и скоростью убывания нейтронов описывается нестаци онарным уравнением диффузии.
Нестационарность происходящих в реакторе процессов приво дит к ряду существенных особенностей его поведения, чрезвы чайно важных для управления ядерным реактором.
Изучение этих особенностей и новых явлений, характерных для нестационарного процесса деления ядер горючего в ядерном реакторе, и является предметом изучения раздела физики ядерных реакторов «кинетика ядерного реактора».
Если в активной зоне изначально критического реактора переместить вверх любой стержень-поглотитель и оставить его на некоторое время в новом положении:
вначале измеритель нейтронной плотности показывает относительно быстрое нарастание плотности нейтронов,
затем темп нарастания её замедляется,
а затем вновь начинает увеличиваться всё более и более нарастающим темпом по закону, очень близкому к экспоненциальному.
Если из критического положения опустить стержень-поглотитель и оставить в новом положении:
вначале следует относительно резкий скачок плотности нейтронов вниз,
затем темп спада этой величины замедляется, переходя в плавное её уменьшение по закону, близкому к экспоненциальному.
Для того, чтобы остановить спад величины плотности нейтронов требуется поднять стержень-поглотитель в исходное (критическое) положение, при котором плотность нейтронов стабилизируется на новом, более низком уровне.
Ради выяснения закономерностей переходных процессов изменения плотности нейтронов при сообщении критическому реактору реактивности тех или иных величины и знака в теории реакторов вводится условное идеальное понятие “холодного” реактора.
“холодный” реактор - это такой воображаемый реактор, в котором возмущение по реактивности приводит только к изменениям плотности нейтронов, но не влечёт за собой изменений тепловой мощности реактора.
Тем самым исключается влияние на поведение реактора других сопутствующих изменениям мощности реактора эффектов реактивности.
Основные понятия кинетики ядерных реакторов
Реактивность есть отклонение эффективного коэффициента размножения нейтронов кэф от единицы, отнесенное к Кэф.
Реактивность является интегральной характеристикой всего реакто ра.
Экспериментальные значения реактивности получают обычно из наблюдений динамического поведения реактора, хотя возможны и статические измерения коэффициента размножения нейтронов.
Точечная модель реактора применима только тогда, когда кэф очень близок к единице (когда реактор не очень далек от критического состояния).
Вычисление «обрат ной связи по реактивности» (температурные эффекты) одна из центральных проблем дина мики реакторов.
Время жизни поколения нейтронов — это среднее время, необ ходимое для воспроизводства нейтронов в размножающей среде.
Оно может быть очень коротким (10-7 с) в реакторах на быст рых нейтронах, где деление вызывают быстрые нейтроны, или бо лее длительным (до 10-3 с) в реакторах на тепловых нейтронах, где нейтроны, прежде чем вызвать деление, сильно замедляются, а затем диффундируют при тепловых энергиях.
Время жизни зависит главным образом от количества актов рассеяния, которые претерпевает в среднем нейтрон, прежде чем он уйдет из реакто ра (вследствие утечки) или исчезнет в результате ядерной реакции (вследствие поглощения).
Запаздывающие нейтроны хотя и составляют менее одного про цента выхода нейтронов при делении, чрезвычайно важны, так как определяют в кинетике реакторов характерное время переходных процессов.
Эти нейтроны испускаются в определенных ядерных переходах, характерных для некоторых типов сильно возбужден ных осколков деления, периоды полураспада которых составляют от 0 до 100 секунд.
Все ядра-предшественники запаздывающих нейтронов объединяются в 6 условных групп и при этом теория хоро шо совпадает с экспериментом.
Каждая из групп характери зуется периодом полураспада (Т1/2) или средним временем жизни Т = T1/2/0,693 (постоянной распада λi=1/T), долей выхода βi и средней энергией Е испускаемых запаздывающих нейтро нов.
При делении 235U тепловыми нейтронами в критическом со стоянии β = 0,0064.
Это существенно больше суммарной доли за паздывающих нейтронов при делении
239Ри (β = 0,0022) и 233U(β = 0,00264).
Доля мгновенных нейтронов во всех случаях составляет 1 - β.
Cредняя энергия запаздывающих нейтронов
со ставляет около 0,5 МэВ. Это примерно в 4 раза меньше средней энергии мгновенных нейтронов
(Е=2 МэВ).
Вероятность избежать утечки в процессе замедления
Р = ехр(-В2т) для запаздывающих ней тронов выше, чем для мгновенных. Поэтому запаздывающие нейтроны обладают более высокой способностью к дальнейшему размноже нию, чем мгновенные. Это свойство запаздывающих нейтронов характеризуется так называемой ценностью запаздывающих ней тронов.
Наряду с рассмотренными выше запаздывающими нейтронами в активной зоне существуют также запаздывающие фотонейтроны, образующиеся в результате взаимодействия испускаемых осколка ми деления γ-квантов с ядрами бериллия или дейтерия, на кото рых идет реакция (γ,п).
Среднее время жизни поколения нейтронов.
С учетом того, что эффек тивная доля мгновенных нейтронов равна (1 — βЭф), среднее время жизни поколения с учетом запаздывающих нейтронов в предпо ложении, что времена замедления мгновенных и запаздывающих нейтронов равны между собой, составит:
|
|
|
Скачать 6.93 Mb.