ФИЛОСОФИЯ 3 страница

Количество шлаков по массе в точности равно количеству выгоревшего U²³⁵, что приводит к увеличению объёма ТВэл, росту давления в ТВС вследствие меньшей, чем у U²³⁵, плотности шлаков, и снижению надёжности активной зоны. Этот процесс называют разбуханием ТВэл.

Стационарное отравление ₅₄Xe¹³⁵

Шлак Xe¹³⁵ имеет сечение захвата σ_а = 2.8 * 10⁶ барн, что в тысячи раз больше средних значений сечений захвата шлаков, находящихся в диапазоне 100÷1000 барн. Поэтому Xe¹³⁵ называют отравителем реактора, потому что он снижает ρ_зап реактора значительно сильнее остальных шлаков.

В работающем реакторе протекают три процесса с участием Xe¹³⁵:

- накопление ₅₄Xe¹³⁵ из ₅₃I¹³⁵ (с Т_1/2 = 6.7 час) и из U²³⁵ — прямо пропорционально уровню мощности реактора;

- распад ₅₄Xe¹³⁵ и превращение его в шлак ₅₅Cs¹³⁵ (Т_1/2 = 9.2 час) — прямо пропорционально количеству накопленного ₅₄Xe¹³⁵;

- расстрел ₅₄Xe¹³⁵ нейтронами с превращением в шлак ₅₄Xe¹³⁶.

Эти процессы можно проиллюстрировать следующими уравнениями:

U²³⁵ (n, γ) ₅₂Te¹³⁵ (β^- c T_1/2 = 1.4 мин) I¹³⁵

U²³⁵ (n, γ) ₅₄Xe¹³⁵

₅₄Xe¹³⁵ (β^- c T_1/2 = 9.2 час) ₅₅Cs¹³⁵

₅₄Xe¹³⁵ (n, γ) ₅₄Xe¹³⁶ (шлак)

Эти процессы приводят к тому, что в работающем на постоянном уровне мощности реакторе примерно за 30 час концентрация I¹³⁵ и Xe¹³⁵ достигает равновесного значения, при котором прибыль Xe¹³⁵ сравнивается с его убылью. Эта равновесная концентрация называется стационарным отравлением реактора Xe¹³⁵ — ρ_0Xe. Уменьшение ρ_зап вследствие отравления Xe¹³⁵пропорционально его концентрации в активной зоне.

Уменьшение ρ_зап вследствие накопления Xe¹³⁵ при работе реактора на мощности называют стационарным отравлением реактора Xe¹³⁵ — ρ_0Xe.

Стационарное отравление реактора ρ_0Xe зависит от мощности, на которой работает реактор. Зависимость ρ_0Xe от мощности реактора приведена на рисунке ниже.

Стационарное отравление Xe¹³⁵ компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.

Исходя из физической сути стационарного отравления Xe¹³⁵, оно всегда отрицательно или равно нулю.

Стационарное отравление Xe¹³⁵ влияет на:

- критическое положение компенсирующих решёток;

- на дополнительный энергозапас;

- на положение органов регулирования при изменениях мощности.

Порядок расчёта стационарного отравления Xe¹³⁵ будет приведён ниже.

Следующие рисунки иллюстрируют изменение ρ_зап вследствие отравления Xe¹³⁵ при изменениях мощности реактора:

Йодная яма (нестационарное отравление ₅₄Xe¹³⁵)

После останова реактора нарушается динамическое равновесие процессов образования Xe¹³⁵ и ₅₃I¹³⁵:

- прекращается образование ₅₃I¹³⁵ и расстрел ₅₄Xe¹³⁵ нейтронами с превращением в шлак ₅₄Xe¹³⁶;

- продолжается образование ₅₄Xe¹³⁵ из ₅₃I¹³⁵, накопленного в активной зоне при работе на мощности (Т_1/2 = 6.7 час) и распад ₅₄Xe¹³⁵ и превращение его в шлак ₅₅Cs¹³⁵ (Т_1/2 = 9.2 час).

Накопление Xe¹³⁵ идёт быстрее, чем его распад, поэтому наблюдается временное увеличение концентрации Xe¹³⁵ по сравнению со стационарным отравлением Xe¹³⁵. Такое временное увеличение имеет место, пока не распадётся накопленный I¹³⁵. С уменьшением количества накопленного I¹³⁵ до нуля в конце концов уменьшится до нуля и количество Xe¹³⁵.

Временное уменьшение ρ_зап после остановки реактора вследствие отравления Xe¹³⁵ называют йодной ямой, или нестационарным отравлением Xe¹³⁵ — ρ_Xe.

Нестационарное отравление Xe¹³⁵ компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.

Исходя из физической сути йодной ямы, оно всегда отрицательно или равно нулю. Таким образом, сумма стационарного отравления и йодной ямы всегда отрицательна или равна нулю.

Примерно через 8-10 час после остановки реактора йодная яма достигнет самой глубокой точки.

Примерно через 10-20 час после остановки реактора действие йодной ямы прекратится (стационарное отравление сохранится).

Примерно через 72 часа прекратится и йодная яма, и стационарное отравление Xe¹³⁵ — произойдёт полное разотравление реактора по Xe¹³⁵.

Изменения отравления Xe¹³⁵ до и после остановки реактора показано на рисунке:

Время допустимой стоянки — промежуток времени после остановки реактора, в течение которого ещё возможно пустить реактор.

Время вынужденной стоянки — промежуток времени, в течение которого пуск реактора невозможен, то есть уровень отравления Xe¹³⁵ превышает возможности компенсировать его.

Время вынужденной стоянки, время допустимой стоянки, глубина йодной ямы и стационарного отравления Xe¹³⁵ зависит от длительности работы реактора, уровня его мощности и предела компенсации уменьшения ρ.

При изменениях мощности реактора (без его остановки) наблюдаются похожие на йодную яму явления, хотя и не такие значительные.

Отравление реактора Xe¹³⁵ при уменьшении мощности реактора: уменьшается скорость расстрела Xe¹³⁵ нейтронами с превращением последнего в шлак Xe¹³⁶, накопление Xe¹³⁵ из накопленного I¹³⁵ продолжается, накопление I¹³⁵ продолжается с меньшей скоростью. В результате происходит изменение ρ_зап как при йодной яме, только меньшей глубины (см. рис. ниже).

Отравление реактора Xe¹³⁵ при увеличении мощности реактор: увеличивается скорость расстрела Xe¹³⁵ нейтронами с превращением последнего в шлак Xe¹³⁶, накопление Xe¹³⁵ из накопленного I¹³⁵ продолжается, накопление I¹³⁵ продолжается с большей скоростью. В результате происходит временное высвобождение ρ_зап (см. рис. ниже).

Эти изменения легко компенсируются перемещением компенсирующих решёток.

Способы расчёта отравления реактора Xe¹³⁵

Для решения эксплуатационных задач (расчёт , расчёт дополнительного энергозапаса, времени допустимой и вынужденной стоянок) надо уметь рассчитывать отравление Xe¹³⁵ в любой момент времени.

Существует 2 способа расчёта отравления Xe¹³⁵:

- по графикам, имеющимся на пульте (примеры приведены в примечаниях);

- по формуле , параметры которой берутся из таблиц.

Расчёт отравления реактора Xe¹³⁵ по графикам

По графику зависимости стационарного отравления реактора Xe¹³⁵ для различных уровней мощности (см. приложения), зная мощность реактора, можно определить стационарное отравление Xe¹³⁵. Если реактор работал последние 30 часов на различных уровнях мощности, надо использовать среднюю мощность реактора за последние 30 часов работы. Напомним, что стационарное отравление Xe¹³⁵ достигается за 30 часов работы реактора, поэтому для расчётов следует брать среднюю мощность за это время.

При расчёте суммарного отравления реактора Xe¹³⁵ (суммы стационарного отравления и глубины йодной ямы) после остановки реактора, следует пользоваться графиком кривой отравления реактора Xe¹³⁵ после остановки с различных уровней мощности. Зная мощность реактора перед остановкой, выбираем по ней подходящую кривую и определяем изменение ρ_Xe после остановки реактора. Если реактор перед остановкой работал на различных уровнях мощности, следует использовать среднюю мощность реактора за 30 часов работы перед остановкой.

Изменение ρ_Xe на графиках стационарного отравления и йодной ямы даны в %%.

Недостатком графического способа расчёта является низкая точность и отсутствие учёта изменений свойств реактора вследствие энерговыработки.

Расчёт отравления реактора Xe¹³⁵ по формуле

Зная энерговыработку, среднюю мощность реактора за последние 30 часов его работы и время, прошедшее после остановки реактора, можно определить суммарное отравление реактора Xe¹³⁵ по следующей формуле:

, где

- Δt — время после остановки реактора;

- B, D, , — параметры из соответствующих таблиц.

Подставив в формулу Δt, равное 0, получим стационарное отравление реактора в настоящий момент при работе реактора на мощности. При этом параметры и равны 1 и формула приобретает упрощённый вид:

Изменение ρ_Xe отрицательно или равно нулю.

Беря значения параметров B, D, , из соответствующих таблиц, следует интерполировать их величины для промежуточных значений энерговыработки, мощности и времени, не округляя их. Можно округлить до нужной точности только конечный результат.

Изменение ρ_Xe, рассчитанное по формуле , дано в абсолютных единицах и должно быть переведено в %%.

Стационарное отравление реактора Sm¹⁴⁹

Шлак Sm¹⁴⁹ имеет сечение захвата σ_а = 5 * 10⁴ барн, что в сотни раз больше средних значений сечений захвата шлаков. Поэтому Sm¹⁴⁹ называют отравителем реактора, потому что он снижает ρ_зап реактора значительно сильнее остальных шлаков.

В работающем реакторе протекают два процесса с участием Sm¹⁴⁹, пропорциональных мощности реактора:

- накопление Sm¹⁴⁹ (стабильный изотоп)из Pm¹⁴⁹;

- расстрел Sm¹⁴⁹ нейтронами с превращением его в шлак Sm¹⁵⁰.

Эти процессы можно проиллюстрировать следующими уравнениями:

U²³⁵ (n, γ) ₆₀Nd¹⁴⁹ (β^- c T_1/2 = 1.8 час) ₆₁Pm¹⁴⁹ (β^- c T_1/2 = 53 час) Sm¹⁴⁹

Sm¹⁴⁹ (n, γ) Sm¹⁵⁰

Эти два взаимно противоположных процесса приводят к тому, что концентрация Sm¹⁴⁹ стремится к равновесной, когда прибыль Sm¹⁴⁹ сравняется с его убылью. Равновесие наступает при энерговыработке, большей чем 40 000 МВт * час, и не зависит от мощности реактора.

Уменьшение ρ_зап вследствие стационарного отравления Sm149 пропорционально его концентрации в активной зоне и всегда отрицательно (равно нулю только в первый момент кампании).

Уменьшение ρ_зап вследствие накопления Sm¹⁴⁹ при работе реактора на мощности называют стационарным отравлением реактора Sm¹⁴⁹ — ρ_0Sm.

Стационарное отравление Sm¹⁴⁹ компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.

Зависимость ρ_0Sm от энерговыработки приведена на рисунке:

Стационарное отравление Sm¹⁴⁹ влияет на:

- критическое положение компенсирующих решёток;

- на дополнительный энергозапас.

Стационарное отравление Sm¹⁴⁹ гораздо слабее отравления Xe¹³⁵.

Расчёт стационарного отравления реактора Sm¹⁴⁹

Расчёт стационарного отравления Sm¹⁴⁹ ведётся по графику отравления Sm¹⁴⁹ в зависимости от энерговыработки (см. приложение). Зная энерговыработку, можно легко определить величину уменьшения ρ_зап. Величина ρ_0Sm на графике дана в %%.

Нестационарное отравление реактора Sm¹⁴⁹ (прометиевый провал)

При остановке реактора нарушается динамическое равновесие между накоплением и убылью Sm¹⁴⁹: накопление Sm¹⁴⁹ из накопленного Pm¹⁴⁹ (количество последнего пропорционально мощности реактора) продолжается, а убыль вследствие расстрела нейтронами прекратится.

Накопленный к моменту остановки Pm¹⁴⁹ распадается с Т_1/2 = 53 часа и превращается в стабильный Sm¹⁴⁹, уменьшая ρ_зап реактора, то есть отравляя его.

Максимальная глубина прометиевого провала достигается через 7 суток после остановки реактора.

Уменьшение ρ_зап после остановки реактора вследствие отравления Sm¹⁴⁹ называют нестационарным отравлением Sm¹⁴⁹, или прометиевым провалом — ρ_Sm.

Прометиевый провал компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.

Глубина прометиевого провала зависит от количества Pm¹⁴⁹, накопленного за последние 7 суток работы реактора, и прямо пропорциональна средней мощности реактора за 7 суток перед остановкой. Значение ρ_Sm всегда меньше или равно нулю.

Процесс изменения отравления реактора Sm¹⁴⁹ можно проиллюстрировать графиком:

Расчёт нестационарного отравления Sm¹⁴⁹

Расчёт нестационарного отравления Sm¹⁴⁹ ведётся по следующей формуле:

, где

- — отношение средней мощности за 7 суток перед остановкой к номинальной мощности реактора (в одинаковых единицах);

- значение определяется по графику в зависимости от времени после остановки реактора (имеется на пульте ГЭУ), дано в единицах:

- значение определяется по графику полного нестационарного отравления Sm¹⁴⁹ в зависимости от энерговыработки (имеется на пульте ГЭУ), дано в %%:

Таким образом, значение будет получено в %%.

Чтобы получить отравление Sm¹⁴⁹, необходимо суммировать значения стационарного и нестационарного отравлений (если реактор остановлен) или взять значение стационарного отравления (если реактор находится на энергетическом уровне мощности).

Температурный эффект реактивности

Изменение температуры активной зоны наблюдается не только при разогреве или расхолаживании реактора. Даже в стационарном режиме происходит колебание температуры как отдельных компонентов, так и всей активной зоны. Это определяется колебанием расхода теплоносителя и мощности реактора, изменением условий отвода тепла в парогенераторах и другими причинами.

Любые колебания температуры активной зоны влекут за собой изменения плотности замедлителя-теплоносителя, а также ядерных характеристик размножающей среды. Всё это влияет на величину эффективного коэффициента размножения нейтронов, а, следовательно, на реактивность реактора.

Температурный эффект реактивности (ТЭР) — это изменение реактивности, обусловленное изменением температуры всех компонентов активной зоны.

Составляющие элементы температурного эффекта реактивности:

- плотностной эффект — изменение плотности материалов активной зоны и в первую очередь теплоносителя (воды);

- мощностной, или ядерный температурный эффект, или доплеровский — увеличение сечения радиационного захвата нейтронов при увеличении температуры ТВэл.

Плотностной эффект значительнее мощностного.

Вследствие уменьшения плотности воды при росте средней температуры активной зоны меняются и замедляющие свойства воды — вода как замедлитель начинает менее эффективно замедлять нейтроны, больше нейтронов начинает поглощаться без деления в топливе (см. графики сечений поглощения и деления в зависимости от энергии нейтронов), в результате чего коэффициент размножения нейтронов снижается. Такая зависимость — затухание цепной реакции при росте температуры — положительно влияет на управление реактором, возникает эффект саморегулирования цепной ядерной реакции.

В зависимости от шага, с которым размещены в активной зоне топливные каналы, от степени обогащения топлива кривые ТЭР могут иметь различный вид (см. рис. выше): кривая I соответствует большому шагу топливных каналов при малой удельной загрузке активной зоны топливом, кривая III соответствует тесной решётке топливных каналов и высокой концентрации топлива в активной зоне.

Температурный эффект реактивности компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.

Мощностной эффект обусловлен изменением ядерных характеристик активной зоны при изменении её температуры. При повышении температуры растёт энергия нейтронов, что приводит к увеличению доли нейтронов, попадающих в область резонансного поглощения ядрами ²³⁸U. В конечном счёте это ведёт к уменьшению коэффициента избежания резонансного захвата в ²³⁸U — φ (см. формулу четырёх сомножителей).

На практике связать изменение реактивности с изменением температуры топлива сложно, то удобнее использовать зависимость изменения реактивности от мощности реактора , поэтому этот эффект часто называют мощностным. Величина ρ_D < 0, она зависит от теплопроводности ядерного топлива. Если теплопроводность мала (как у UO₂), то топливо имеет высокую температуру, значительно изменяющуюся с ростом мощности реактора. Подобные реакторы имеют значительную величину ρ_D, зависящую от мощности реактора.

Мощностной эффект также способствует саморегулированию цепной ядерной реакции, причём он имеет минимальное время саморегулирования. В отличие от него плотностной эффект требует определённого времени для проявления — времени прогрева компонентов активной зоны, и в первую очередь теплоносителя.

Взаимное влияние мощностного и плотностного эффектов можно проиллюстрировать графиком зависимости изменения ρ_t от средней температуры теплоносителя — кривой ТЭР (имеется на пульте ГЭУ и пример приведён в приложении).

Количественной характеристикой температурного эффекта является ТКР — температурный коэффициент реактивности — α_t:

Величина и знак α_t определяют устойчивость работы реактора. Для обеспечения саморегулирования — способности реактора без вмешательства автоматики или оператора изменять мощность в соответствии с её потреблением — α_t в области рабочих температур должен быть отрицательным.

В диапазоне температур до 100 °C α_t может быть положительным, что необходимо учитывать оператору при разогреве реактора.

Саморегулирование обеспечивается при изменении любого параметра 1 и 2 контуров: температуры и расхода питательной воды, давления пара, вакуума в главном конденсаторе.

Особенно наглядна связь мощности и расхода питательной воды:

G_II ↓ → t_1k ↑ → ρ ↓ → N ↓ или, наоборот

G_II ↑ → t_1k ↓ → ρ ↑ → N ↑

Чем больше отрицательная величина α_t, тем более жёстко реактор удерживается на требуемом уровне мощности. Это может быть полезно при росте t °C, но может быть опасно при резком снижении t °C — например, при изменении скорости теплоносителя, при срабатывании АЗ.

Некоторые типы реакторов, обладающие значительным отрицательным α_t при всех рабочих температурах активной зоны, даже не оснащаются стержнями автоматического регулирования — настолько быстро и точно действует температурный эффект.

Температурный коэффициент реактивности и температурный эффект реактивности учитываются при:

- расчёте критического положения КР;

- оценке высвобождающейся ρ_зап при понижении t_1k;

- анализе поведения реактора в аварийных ситуациях и в переходных процессах.

Выводы

Итак, физические процессы, протекающие в активной зоне, приводят к необходимости так называемой сверхкритической загрузке топлива в активную зону. Как результат, в реакторе в любой момент кампании и после её выработки сохраняются условия для развития цепной ядерной реакции, что накладывает жёсткие эксплуатационные требования в области безопасной эксплуатации, отстоя и утилизации активной зоны.

Примерные значения масс критической и сверхкритических загрузок топлива дают представления об относительном влиянии различных физических процессов:

Физические и теплотехнические характеристики ядерного реактора

Ядерный реактор (ЯР) — это устройство для осуществления управляемой цепной реакции деления ядер.

Активная зона — основная часть ЯР, где происходит формирование спектра нейтронов, деление ядер топлива и преобразование ядерной энергии в тепловую для последующего использования.

Части активной зоны (находятся в корпусе ЯР под крышкой):

- топливо;

- замедлитель нейтронов;

- конструкционные материалы;

- органы регулирования;

- отражатель нейтронов.

Характеристика ЯР:

- ЯР на тепловых нейтронах — по спектру нейтронов;

- гетерогенный — по расположению топлива и замедлителя — блоки топлива и зон замедления больше длины свободного пробега нейтронов;

- корпусный водо-водяной — по типу замедлителя и теплоносителя;

- транспортный, энергетический — по назначению.

Кампания реактора — время, в течении которого активная зона реактора может работать на номинальной мощности.

Энерговыработка — полное количество энергии, выработанное реактором с момента начала эксплуатации.

Энергозапас — способность реактора выработать за кампанию определённое количество энергии.

Энергоресурс — способность активной зоны обеспечить определённую энерговыработку до появления неустранимых дефектов активной зоны, при которых дальнейшее использование ядерного реактора невозможно.

Срок службы реактора — календарная продолжительность эксплуатации активной зоны до выработки энергоресурса.

Для количественной оценки интенсивности использования реактора применяют два основных показателя: КИВ и КИМ.

КИВ — коэффициент использования времени работы ядерного реактора. КИВ представляет собой отношение суммарного времени работы реактора на энергетическом уровне мощности τ_p за рассматриваемый календарный период эксплуатации к этому периоду τ_э —

КИВ характеризует бездействие реактора в составе ГЭУ.

КИМ — коэффициент использования мощности ядерного реактора. КИМ представляет собой отношение средней мощности реактора за рассматриваемый период к его номинальной мощности —

Энерговыделение в активной зоне

Мощность ядерного реактора определяется суммарным энерговыделением в единицу времени во всех ТВэлах:

(кВт), где

- — удельная мощность на единицу объёма.

Мощность определяется количеством делений топлива в единице объёма в единицу времени:

1 МВт ≈ 3*10¹⁶делений U²³⁵ в секунду.

Максимально допустимая удельная мощность p (в самой напряжённой области активной зоны) определяет максимальную мощность реактора.

Следует заметить, что плотность потока тепловых нейтронов и энерговыделение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора. Неравномерность обусловлена неравномерностью потока нейтронов (их утечкой с поверхности активной зоны, поглощением в конструкционных материалах и топливе). Также сказывается наличие компенсирующих решёток и гетерогенность топлива.

Различают в основном неравномерности распределения энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны и по радиусу рабочего канала.

Для активной зоны цилиндрической формы без органов СУЗ и выгорающего поглотителя распределение плотности потока тепловых нейтронов по радиусу активной зоны представляет собой функцию Бесселя первого рода, которая по своему виду близка к косинусоиде.

Распределение потока нейтронов по высоте активной зоны описывается косинусоидальной зависимостью.

Таким образом, плотность нейтронов в центре цилиндрического реактора при отсутствии СУЗ и ВП имеет максимальное значение.

При равномерном распределении топлива по радиусу топливного канала (ТК) плотность тепловых нейтронов и энерговыделение будут в центре канала меньше, чем на периферии. Это объясняется тем, что, благодаря поглощению нейтронов в топливе, до центра канала доходит небольшая доля замедлившихся в замедлителе нейтронов. Таким образом, периферийные ТВэл будут нагружены в тепловом отношении сильнее, чем центральные.

Степень отклонения максимального энерговыделения от среднего характеризуют коэффициентом неравномерности по радиусу, высоте, объёму и по ТВС:

Неравномерное распределение потока тепловых нейтронов и энерговыделения по активной зоне приводит не только к снижению теплотехнической надёжности зоны, но и к неравномерному выгоранию топлива и уменьшению продолжительности работы реактора. Чем ближе К_V к единице, тем больше максимальная допустимая мощность реактора (при том же объёме), тем больше глубина выгорания топлива, выше надёжность ТВэл, энергоресурс, гарантированная кампания реактора.

Основные способы выравнивания энерговыделения:

- применение отражателя нейтронов — снижает К_V в 1.5 ÷ 2 раза;

- физическое профилирование топлива — концентрация U²³⁵ обратно пропорциональна плотности нейтронов. Профилирование применяют как по радиусу, так внутри ТВС (внутренние ТВэлы из-за меньших размеров больше напряжены);

Поиск по сайту: