ФИЛОСОФИЯ 4 страница

- физическое профилирование ВП — больше ВП в центре и нижней части активной зоны, меньше на периферии;

- размещение КР в местах максимального энерговыделения (применение ВП позволяет снизить физический вес подвижных поглотителей).

Неравномерность распределения поля энерговыделения влияет на тепловой и температурный режимы работы рабочих каналов, расположенных на различных радиусах активной зоны. Для выравнивания температуры теплоносителя на выходе из рабочих каналов применяется гидравлическое профилирование так, чтобы расход теплоносителя в них соответствовал энерговыделению.

К_V изменяется в процессе кампании, следовательно, изменяется максимальная мощность ЯР:

, где

- N₁, K_V1 относятся к более раннему моменту кампании;

- N₂, K_V2 относятся к более позднему моменту кампании.

Ограничения по мощности:

- когда ЦКР выше 200 по УП (отсутствует ВП, что приводит к всплеску энерговыделения) — держать N < 70 %;

- перекосы ПКР не должны превышать 20, при большем перекосе на мощность накладываются ограничения.

Температурный режим активной зоны

Температура теплоносителя на выходе из реактора определяет, температуру пара. Повышение температуры теплоносителя снижает размеры и массу парогенератора и увеличивает экономичность ЯЭУ. Однако максимальная температура ограничена:

- температурой кипения теплоносителя при выбранном давлении;

- допустимой температурой оболочки ТВэл, обусловленной их герметичностью, прочностью и долговечностью;

- коррозией ТВэл.

Влияние перепада температур на входе и выходе из реактора весьма противоречиво:

- с одной стороны, увеличение Δt приводит к снижению расхода теплоносителя;

- с другой — к понижению температуры пара.

Для ВВЭР значение Δt не должно быть большим из-за большой массы трубопроводов и корпуса, иначе в них возникают значительные термомеханические напряжения.

Тепловой режим реактора непосредственно связан с его надёжностью и определяется условиями передачи тепла от топлива к теплоносителю и дальнейшему отводу его из активной зоны. Особенностью реактора является возможность достижения практически неограниченных величин тепловыделений и температуры топлива. Однако мощность реального реактора ограничена условиями работы материалов ТВэл, замедлителя и теплоносителя.

Тепловые нагрузки реактора ограничиваются:

- допустимой температурой материалов ТВэл;

- допустимыми тепловыми нагрузками поверхности охлаждения ТВэл;

- допустимыми температурными напряжениями в конструктивных элементах активной зоны.

Процесс теплопроводности подчиняется закону Фурье. Повышение тепловой мощности реактора приводит к увеличению тепловых потоков и температур как внутри ТВэл, так и на его наружной стенке. Тепло в ТВэл выделяется равномерно по его объёму, поэтому максимальная температура будет в центре блока топлива. Температура ядерного топлива ограничивается температурой плавления и другими свойствами топлива. Чем выше теплопроводность материала ТВэл, тем лучше отводится от него тепло, тем ниже температура топлива и оболочки ТВэл и тем выше допустимые тепловые потоки от топлива к теплоносителю.

Тепловые потоки в ТВэл ограничиваются допустимыми напряжениями как в блоке ядерного топлива, так и в материале оболочки. Снижение напряжений связано с использованием материалов с малым термическим сопротивлением и уменьшением толщины элементов ТВэл. Появление дополнительных образований на поверхности ТВэл (накипь) приводит к ухудшению температурного режима ТВэл и выходу его из строя.

Температура топлива зависит также от характера теплового контакта топлива с оболочкой ТВэл. По характеру теплового контакта ТВэл делят на сцепленные и несцепленные. Элементы несцепленного типа, у которых отсутствует сцепляющий слой между топливом и оболочкой, имеют большое термическое сопротивление.

Мощность реактора, или количество тепла, передаваемое через поверхность теплосъёма от топлива к теплоносителю в единицу времени, можно определить по параметрам 1 контура:

N = N_p = N_1k = q_ТВэл * F = α * F * (t_ТВэл – t_воды) = G_1k * (i_вых – i_вх), где

- q_ТВэл — теплоотдача с единицы поверхности ТВэл;

- F — общая площадь ТВэл;

- α — коэффициент теплоотдачи ТВэл;

- t_ТВэл, t_воды — температуры ТВэл и теплоносителя;

- G_1k — расход теплоносителя;

- i_вых, i_вх — энтальпия теплоносителя на входе и выходе из реактора.

Коэффициент α характеризует условия теплообмена и зависит от ряда факторов: скорости, вязкости, плотности теплопроводности, теплоёмкости теплоносителя, характера его движения и т. д. Отклонение этих факторов от заданных значений может привести к явлениям кризисов теплообмена. Рассмотрим их подробнее.

При увеличении теплового потока коэффициент α будет увеличиваться. Если температура оболочки ТВэл превысит температуру кипения теплоносителя при данном давлении (температуру насыщения), то в пристенном слое может возникнуть кипение, отбирающее с поверхности ТВэл большое количество тепла. Срывающиеся пузырьки перемешивают пограничный слой теплоносителя и способствуют лучшему теплоотводу. Пока ядро потока теплоносителя не догрето до температуры кипения, пузырьки будут конденсироваться в нём. Это явление называют поверхностным пузырьковым кипением.

На участке с поверхностным пузырьковым кипением будут наблюдаться колебания температуры ТВэл: пузырьковое кипение снижает температуру ТВэл, что приводит к прекращению кипения. Далее температура ТВэл снова повышается и процесс повторяется. Скачки температуры ТВэл вызывают колебания термических напряжений в ТВэл. Однако опыт показывает, что поверхностное пузырьковое кипение не ограничивает максимальную мощность реактора и вполне допустимо в определённых пределах.

Возрастание теплового потока выше величины, при которой начинается пристеночное кипение, приводит к тому, что скорость образования пара приближается к возможной скорости удаления пузырьков от поверхности. Когда скорость образования будет равна возможной скорости удаления пузырьков пара и первая начнёт превышать вторую, то около поверхности образуется слой с повышенным паросодержанием. Это слой затрудняет поступление жидкости к поверхности нагрева и тем самым ухудшает теплопередачу. При определённой тепловой нагрузке температура поверхности повышается, остатки жидкости в двухфазном слое испаряются, а поверхность нагрева покрывается сплошной плёнкой пара. Данный режим называется плёночным режимом кипения, или кризисом теплообмена первого рода.

Кризис теплообмена первого рода состоит в превышении теплового потока над критическим, при котором начинается плёночное кипение.

Из-за сравнительно низкой теплопроводности пара теплоотдача при плёночном кипении резко снижается, коэффициент теплоотдачи уменьшается в десятки раз, а температура стенки возрастает до недопустимо больших величин, что приводит к разрушению ТВэл.

Тепловая нагрузка, при которой пузырьковое кипение на поверхности ТВэл переходит в плёночное, называется критической тепловой нагрузкой q_крит.

Надёжная работа ТВэл будет обеспечена при тепловых нагрузках, не превышающих критическую. Отношение называется запасом по критической тепловой нагрузке. Таким образом, при работе реактора должно выполняться условие:

Кроме явления плёночного кипения, увеличения теплового потока может привести к прогреву потока теплоносителя до температуры насыщения и возникновению кипения во всём объёме теплоносителя. Интенсивность объёмного кипения характеризуется массовым (или объёмным) паросодержанием x (%).

Кризис теплообмена второго рода возникает при исчезновения водяной микроплёнки на стенке ТВэл, что происходит при омывании ТВэл пароводяной смесью с большим паросодержанием. В данном случае при достижении массовым паросодержанием граничного значения x_гр температура стенки скачком повышается на .

Кризис теплообмена второго рода состоит в появлении объёмного кипения при создании условий для него.

При больших величинах паросодержания паровые пузыри, поднимаясь, будут объединяться и расширяться до тех пор, пока не заполнят всё сечение канала. «Запаривание» канала приведёт к нарушению температурного режима ТВэл и к их разрушению.

Недогрев теплоносителя до температуры насыщения при данном давлении называют запасом до объёмного кипения. Надёжная работа ТВэл обеспечивается при .

Запасы по критической тепловой нагрузке и объёмному кипению зависят от давления, расхода теплоносителя и ряда других факторов. Отклонение их от номинальных значений может вызвать значительные изменения в свойствах ТВэл и привести к их разрушению. Исключить возникновение кризисных явлений теплосъёма позволяет строгое соблюдение эксплуатационных режимов.

Оператор должен знать: всякое отклонение температур и расхода теплоносителя, давления 1 контура, распределения энерговыделения и других параметров от заданных влечёт нарушение теплового баланса, что приводит к разгерметизации ТВэл и разрушению активной зоны.

Этому способствуют:

- распухание топлива;

- высокие температуры и тепловые потоки;

- радиационное воздействие;

- коррозия;

- переменный характер нагрузок.

Изменение температуры воды и ТВэл, максимальной и критической теплоотдачи по высоте активной зоны представлено на графике:

Статические характеристики реактора

Статическими характеристиками реактора и ЯЭУ в целом являются так называемые «усы», t,Q-диаграммы и статические характеристики парогенератора.

Данная диаграмма («усы») показывает зависимость температуры воды на входе и выходе из реактора в зависимости от уровня мощности реактора в установившемся режиме. Температура на входе в реактор определяется расходом питательной воды по 2 контуру, а на выходе — мощностью реактора. Средняя температура остаётся постоянной на любом уровне мощности вследствие работы автоматики. Это позволяет уменьшить изменения объёма теплоносителя при изменениях мощности и снизить объём компенсаторов объёма и ресиверных баллонов, а также упростить работу автоматики вследствие исключения влияния ТЭР на реактивность.

Обратим внимание на небольшой запас по температуре до срабатывания предупредительной сигнализации и аварийной защиты. Дело в том, что запас по критическому тепловому потоку также невелик.

Из графика видно, что при уменьшении расхода теплоносителя при неизменной мощности реактора температура теплоносителя на выходе из реактора будет расти, а на входе в реактор — падать, что может привести к вскипанию теплоносителя. Поэтому при уменьшении расхода теплоносителя должна быть ограничена и мощность реактора.

Изменение параметров теплоносителя и рабочего тела при их движении в парогенераторе представляют на t,Q-диаграмме, которая связывает температуру теплоносителя и рабочего тела с количеством переданного тепла от теплоносителя к рабочему телу на различных участках парогенератора.

На рисунке ниже приведена статическая характеристика парогенератора. Видно, что по мере увеличения мощности реактора увеличивается поверхность экономайзерной и испарительной частей парогенератора. Пароперегревательная часть резко сокращается при этом и температура пара падает. На малых же мощностях температура пара практически следует за изменением температуры теплоносителя на выходе из реактора.

Управление ядерным реактором

Мощность реактора определяется количеством делений ядер топлива в единицу времени и энергией E_f, приходящейся на одно деление:

N = n * v *σ_f * N_топл * V_аз * E_f = A * n, где

- n — плотность нейтронов;

- v — скорость перемещения нейтронов;

- N_топл — концентрация ядер топлива;

- V_аз — объём активной зоны;

- E_f — энергия, приходящаяся на одно деление.

Поэтому управлять мощностью реактора можно только путём изменения плотности нейтронов, или плотности потока нейтронов:

, где

l — время жизни поколения нейтронов, постоянная величина для каждого конкретного типа реактора.

Единственным параметром, изменением которого можно управлять мощностью реактора, является реактивность ρ, или коэффициент размножения К_эф.

Существует несколько теоретических способов управления мощностью реактора (реактивностью):

- управление скорости генерации нейтронов;

- управление скорости утечки нейтронов;

- управление скоростью поглощения нейтронов.

Первые два способа трудно осуществимы, на практике используют последний способ.

Возможны 3 состояния ядерного реактора в зависимости от значения реактивности, или коэффициента размножения:

- подкритическое — ρ < 0, К_эф < 1;

- критическое — ρ = 0, К_эф = 1;

- надкритическое — ρ > 0, К_эф > 1.

Рассмотрим их подробнее.

Подкритический реактор

Подкритическое состояние может быть стационарным и нестационарным в зависимости от того, имеет ли место изменение потока нейтронов в реакторе или изменение эффективного коэффициента размножения нейтронов.

Рассмотрим процесс размножения нейтронов в стационарном подкритическом реакторе. Пусть в активную зону внесён источник нейтронов, создавший там плотность нейтронов n_ист. Через поколение эта плотность станет равной n_ист * К_эф, через 2 поколения — n_ист * (К_эф)² и так далее. Таким образом, плотность нейтронов в подкритическом реакторе равна сумме плотностей от разных поколений:

При огромном числе поколений (i→∞):

,

или, переходя к плотности потока:

.

Как видно из этой формулы, чем больше мощность источника нейтронов и чем меньше подкритичность реактора, тем больше установившийся поток нейтронов. Так как подкритичность зависит от положения органов регулирования, то при постоянном потоке источников нейтронов каждому положению компенсаторов реактивности в активной зоне будет соответствовать свой строго определённый установившийся поток нейтронов.

В реальном реакторе источник нейтронов вносят лишь при физическом пуске, в остальных случаях используют нейтроны, образующиеся при распаде осколков деления U²³⁵ ((γ, n)-реакции на Be и D) в остановленном реакторе.

Поэтому для облегчения пуска реактора (увеличения начального потока нейтронов) в конструкции активной зоны используют Be, а D содержится в воде.

Нарастание подкритического потока нейтронов можно представить графически:

Время выхода на стационарный уровень потока нейтронов прямо пропорционально l — времени жизни поколения нейтронов и обратно пропорционально подкритичности:

.

Отсюда вытекает практическое требование обязательной выдержки времени по мере приближения КР к критическому положению.

На следующем графике представлено изменение плотности потока нейтронов в подкритическом реакторе при подъёме компенсаторов равными шагами (уменьшении ρ_{подкрит} равными шагами).

Из графика видно, что по мере приближения к критическому положению с каждым шагом перемещения компенсаторов увеличивается соответствующий скачок потока нейтронов.

Критический реактор

В критическом реакторе (К_эф = 1, ρ = 0) каждая цепочка делений, начинающаяся от источника нейтронов, спонтанного деления и вследствие распада осколков деления U²³⁵, не затухает и не разрастается. Поэтому суммарное количество делений и соответственно мощность будет расти по линейному закону.

Однако этот рост существенно меньше мощности, которой реактор обладает на энергетическом уровне. Поэтому этим приростом пренебрегают и считают, что в критическом реакторе, работающем на энергетическом уровне мощности, мощность постоянна:

N_яр = const

Однако в пусковом режиме прирост потока нейтронов сравним с имеющимся в реакторе потоком нейтронов и должен приниматься в расчёт.

При постепенном подъёме КР до критического положения (см. рис. выше) в реакторе вырабатывается определённая мощность и определённая плотность потока нейтронов. Их называют минимальной критической мощностью (МКритУМ) и критическим потоком нейтронов. Их значения зависят от исходной подкритичности реактора (перед началом подъёма КР) и имеющегося при этом потока нейтронов, но не зависят от количества шагов к критическому положению.

Следует отличать МКритУМ от минимального контролируемого уровня мощности МКУМ — того уровня мощности, который надёжно контролируется пусковой аппаратурой. Для обеспечения надёжного пуска реактора МКритУМ должен быть выше МКУМ.

Надкритический реактор

В надкритическом реакторе (К_эф > 1, ρ > 0) количество нейтронов (без учёта наличия запаздывающих нейтронов) от поколения к поколению увеличивается по экспоненциальному закону:

, где

- n₀ — начальный поток нейтронов;

- l_мгн — время жизни поколения мгновенных нейтронов;

- t — время.

Время увеличения мощности Т_мгн в е раз (е = 2.718) без учёта наличия запаздывающих нейтронов выражается формулой:

, где

- l_мгн — время жизни мгновенных нейтронов.

Поскольку время жизни мгновенных нейтронов очень мало (10^-5 — 10^-4 сек), то управление реактором было бы практически невозможно — никакая автоматика не смогла бы управлять таким динамичным объектом.

С учётом наличия запаздывающих нейтронов количество нейтронов будет описываться следующей формулой:

, где

- β_эф — эффективная доля запаздывающих нейтронов;

- — так называемый бросок мощности на мгновенных нейтронах;

- Т — время увеличения мощности в е = 2.718 раз, или период реактора;

- Т₂ — время удвоения мощности (период удвоения мощности);

- Т₁₀ — время удесятирения мощности (период удесятирения мощности).

Т, Т₂ и Т₁₀ характеризуют скорость изменения мощности реактора. В практике чаще всего используется период удвоения мощности.

Соотношения между временами изменения мощности таково:

Т₂ = 0.69 * Т = 0.3 * Т₁₀

Т₁₀ = 2.3 * Т

Время увеличения мощности Т_зап в е раз (е = 2.718) с учётом наличия запаздывающих нейтронов выражается формулой:

, где

- l_зап — среднее время жизни запаздывающих нейтронов (10-13 сек).

Сравнивая Т_зап и Т_мгн, можно видеть, что Т_зап значительно больше Т_мгн, что делает задачу управления цепной ядерной реакцией вполне осуществимой.

Изменение потока нейтронов и мощности при изменении реактивности скачком можно представить графиком:

Реактивность и период удвоения мощности связаны формулой обратных часов:

, где

- τ_i — время жизни i-той группы запаздывающих нейтронов;

- β_i — доля i-ой группы запаздывающих нейтронов.

В практике эта зависимость даётся оператору ПУ ГЭУ в виде таблицы, причём таблица рассчитана для β = 0.64 %.

Для того, чтобы увеличение мощности реактора происходило исключительно за счёт запаздывающих нейтронов, необходимо выдерживать основное правило ядерной безопасности:

Основное правило ядерной безопасности: высвобождаемая реактивность должна быть меньше доли запаздывающих нейтронов ρ < β_эф.

В случае нарушения этого требования начинается увеличение мощности реактора за счёт мгновенных нейтронов, у которых очень малое время жизни и, соответственно, малый период удвоения мощности. В таких условиях никакой оператор и никакая автоматика не справится с управлением реактора и может произойти ядерная авария.

Скорость изменения мощности при постоянной величине ρ оказывается величиной переменной:

.

Поэтому для обеспечения постоянства скорости изменения мощности необходимо корректировать величину ρ (см. рис. ниже). При изменениях мощности такую корректировку производит автоматика.

Физические характеристики органов управления

ПКР и ЦКР

ЦКР и ПКР компенсируют маневренный ρ_зап и высвобождают его в процессе эксплуатации, а также создают необходимую подкритичность в остановленном реакторе.

ПКР компенсируют кривую энерговыработки, температурный эффект реактивности и стационарное отравление Xe¹³⁵. После разогрева и примерно через 30 часов работы реактора на мощности ПКР почти полностью выводятся из активной зоны.

ПКР можно поделить на 2 типа по способу воздействия на нейтронный поток:

- «вытеснители воды» с относительно слабым поглощением нейтронов (имеют относительно большой объём);

- «поглотители нейтронов» со слабым вытеснением воды (имеют относительно малый объём).

ЦКР компенсируют йодную яму и почти всегда находятся на НКВ.

Такое взаимное положение ЦКР и ПКР при работе реактора способствует выравниванию энерговыделения.

Характеристики КР:

- физический вес;

- дифференциальная характеристика;

- интегральная характеристика.

Физический вес — реактивность, которую КР может компенсировать при полном введении в активную зону.

Физический вес КР увеличивается:

- при повышении температуры теплоносителя (плотностной эффект приводит к увеличению длины пробега нейтронов);

- к концу кампании из-за выгорания U²³⁵ и увеличения доли поглощаемых в КР нейтронов.

Дифференциальная характеристика КР — изменение ρ при перемещении КР на 1 мм в различных положениях по высоте активной зоны.

Лёгкий по эффективности поглотитель имеет дифференциальную характеристику, примерно соответствующей форме кривой распределения нейтронного потока.

Тяжёлый по эффективности поглотитель искажает нейтронный поток, смещая его вниз. Соответственно меняется и вид дифференциальной кривой.

Дифференциальная характеристика строится при физическом пуске и используется для:

- построения интегральной характеристики КР;

- выбора допустимого шага перемещения КР;

- выбора допустимой скорости перемещения КР;

- определения изменения ρ при малых перемещениях КР;

- определения перемещений КР при изменениях ρ.

Интегральная характеристика КР — зависимость ρ, которую компенсирует КР, от положения её в активной зоне.

Интегральная характеристика необходима:

- для расчёта критического положения КР при пуске реактора;

- определения остатка ρ_зап в любой момент кампании (и расчёта остатка энерговыработки);

- оценки изменений ρ при значительных перемещениях КР;

- определения подкритичности после остановки реактора.

Примеры дифференциальной и интегральной характеристик ПКР и ЦКР приведены в приложениях.

Интерференция КР — взаимное влияние положения КР на физический вес. При одновременном перемещении ПКР и ЦКР или частей ПКР их суммарный физический вес значительно больше, чем сумма физических весов каждой КР при извлечённых из активной зоны других. Уже опущенный КР «выдавливает» нейтроны в оставшийся объём активной зоны. Если туда погружать следующий КР, то в нём сможет поглотиться больше нейтронов, чем при отсутствии предварительно опущенных КР.

АР

Стержни автоматического регулирования (АР) служат для изменения мощности реактора и поддержания её на постоянном уровне.

Эффективность АР зависит от поглощающей способности материала, размеров, величины потока нейтронов в месте размещения АР.

Лучший материал для АР — ₆₃Eu, поглощающий несколько нейтронов при превращении в разные изотопы Eu, не разрушаясь и не перегреваясь (энергия уносится γ-квантом).

Стержни АР реагируют на сигналы автоматики. Когда АР перемещаются до концевых выключателей, то перемещаются ПКР:

- АР на ВКВ → ПКР перемещаются вверх на 1 шаг;

- АР на НКВ → ПКР перемещаются вниз до возвращения АР в среднее положение.

Так же, как и для ПКР, для характеристики поглощающих свойств стержней АР используется интегральная характеристика АР. Пример такой характеристики приведён в приложении.

АЗ

Стержни аварийной защиты (АЗ) предназначены для экстренного прекращения ЦЯР и удержания реактора в подкритическом состоянии до опускания в активную зону всех остальных поглотителей.

С точки зрения ЯБР ρ_АЗ > Δρ_t, обусловленного температурным эффектом при первоначальном снижении температуры теплоносителя после срабатывания АЗ.

С точки зрения ТТНАЗ стержни АЗ должны обеспечить снижение мощности до уровня теплосъёма при переходе с БС на МС.

Физический вес 1 группы АЗ во избежание разгона на мгновенных нейтронах в критическом реакторе должен быть меньше β_эф.

Материал стержне АЗ — ₅B¹⁰. При захвате нейтрона происходят процессы:

- разрушение ядра и кристаллической структуры материала по реакции:

₅B¹⁰ + n →₂He⁴ + ₃Li⁶

- рост давления He;

- сильный нагрев.

Поэтому стержни АЗ оставлять в работающем реакторе нельзя.

Характеристикой группы стержней АЗ является их физический вес. Примеры его приведены в приложении.

Пуск реактора

Пуск реактора может быть физическим и эксплуатационным.

Пуск реактора (эксплуатационный) — это вывод реактора из подкритического состояния в надкритическое с допустимым периодом разгона до достижения плотности потока нейтронов, надёжно контролируемого пусковой аппаратурой.

Физический пуск реактора — комплекс мероприятий, проводимых в период или после загрузки топлива для определения и уточнения физических характеристик активной зоны и органов регулирования реактора.

Сложность приготовления к пуску и пуска реактора заключается в большом интервале между подкритической мощностью остановленного реактора (10^-7 % N_ном) и той мощностью, которую начинает контролировать токовая пусковая аппаратура (10^-4 % N_ном). Таким образом, существует опасность, что надкритичность будет достигнута в неконтролируемой области и скорость увеличения мощности сможет достичь опасных значений.

Существует 3 способа безопасного пуска реактора:

- увеличение чувствительности пусковой аппаратуры до таких пределов, что при той же программе подъёма мощность достигнет контролируемого уровня в подкритическом состоянии. В настоящее время эта проблема решена. Создана и устанавливается на реакторах импульсная аппаратура с уровнем чувствительности 10^-7 % N_ном. Однако до сих пор МКУМ считается равным 5 * 10^-4 % N_ном;

Поиск по сайту: