- •Оглавление
- •1.1. Основы ядерной физики.
- •1.1.1 Атом. Ядро. Понятие «элемент», «нуклид». Свойства ядерных сил.
- •1.1.2 Дефект массы и энергия связи. Зависимость удельной энергии связи от массового числа
- •1.1.3 Модели ядра. Эффект парности. Энергетический спектр ядер. Изомеры
- •1.1.4 Радиоактивность и ее виды. Закон радиоактивного распада. Альфа-, бета- и гамма-распады и их особенности.
- •1.2. Основы теории переноса нейтронов
- •1.2.2. Цепная реакция деления и ядерные реакторы
- •1.2.3. Характеристики нейтронного поля. Макроскопическое сечение и его обратная величина
- •1.2.4 Диффузия и диффузионное приближение. Уравнение диффузии.
- •1.2.5. Рассеяние (замедление) нейтронов на ядрах среды.
- •1.2.8 Возраст нейтронов. Уравнение возраста, граничные и прочие условия для
- •1.4. История развития ядерной энергетики.
- •Часть 2. Ядерные реакторы
- •2.1. Составляющие активной зоны яр
- •2.1.1. Ядерное топливо. Мокс-топливо. Урановый и ториевый топливный цикл
- •2.2.1 Мокс топливо
- •2.3.1 Урановый и ториевый топливные циклы
- •2.1.2 Замедлители
- •2.1.3 Теплоносители
- •2.1.4 Поглотители.
- •2.1.5. Конструкционные материалы
- •Классификация ядерных реакторов и аэс.
- •Реакторы на тепловых нейтронах.
- •Реакторы на быстрых нейтронах.
- •По способу размещения топлива и замедлителя в активной зоне:
- •Гетерогенный реактор
- •2.3 Поколения ядерных реакторов и тенденции в современном реакторостроении.
- •2.4. Проблемы аэ
- •Часть 3. Теория критических размеров гомогенного реактора
- •3.1. Нейтронный цикл в ядерном реакторе
- •3.2. Условие критичности для гомогенного голого ядерного реактора конечных размеров. Материальный и геометрический параметры и их величины, их соотношение в реакторе
- •Часть 4. Многогрупповое приближение
- •4.1 Одногрупповое диффузионное приближение.
- •Бесконечная однородная среда.
- •Конечная однородная среда.
- •При взаимодействии со средой быстрые нейтроны замедляются с переходят в следующую условную энергетическую область промежуточных нейтронов. Замедляющиеся нейтроны описываются спектром Ферми
- •3. Энергетическое распределение тепловых нейтронов описывается спектром Максвелла.
- •Часть 5. Теория решетки
- •5.1. Коэффициенты формулы четырех сомножителей для гомо- и гетерогенного ядерного реактора. Физические особенности гомо- и гетерогенных ядерных реакторов
- •Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.2 Вероятность избежать резонансного поглощения
- •5.3.3 Коэффициент использования тепловых нейтронов
- •5.3.4 Число вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом нейтрон
- •5.4. Расчет активной зоны ядерного реактора
- •5.4.1 Расчет ячейки
- •5.4.2 Расчет ячейки твс в приближении ячейки твэЛа
- •Расчет ядерных концентраций элементов активной зоны.
- •Вычисление макроскопических нейтронных сечений
- •Оценка температуры нейтронного газа
- •Верхняя граница тепловой группы
- •Усреднение сечений в тепловой области
- •Учет распределения потоков тепловых нейтронов в гетерогенных ячейках
- •Константы для нейтронов надтепловой области
- •Коэффициент размножения бесконечной среды
- •Вычисление среднего числа вторичных быстрых нейтронов, рождающихся в результате захвата одного нейтрона в u235 -
- •Вычисление коэффициента, учитывающего добавочное умножение количества быстрых нейтронов в результате деления ядер u238 под действием быстрых нейтронов ε.
- •Вычисление вероятности избежать резонансного поглощения нейтронов в процессе замедления φ
- •Вычисление коэффициента использования тепловых нейтронов θ.
- •Коэффициент размножения в среде конечных размеров.
- •Реактор с отражателями
- •Определение размеров активной зоны
- •Подбор оптимального шага решетки твэЛов.
- •5.6 Программы применяемые при проектировании аэс
- •5.6.1 Нейтронно-физические программы
- •5.6.2 Теплогидравлические программы
- •5.6.3 Программы связанного нейтронно-теплогидравлического расчета
- •5.6.4 Полномасштабные моделирующие комплексы
- •Часть 6. Эффекты реактивности
- •6.1. Температурные эффекты в реакторах
- •10.1 Температурные эффекты в гомогенном реакторе
- •Зависимость от температуры
- •10.2 Температурные эффекты в гетерогенном реакторе
- •Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •6.2. Мощностной эффект реактивности. Эффект Доплера
- •6.3. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности
- •6.1.1. Основные понятия
- •6.1.2. Ядерный температурный эффект реактивности
- •Плотностной температурный эффект реактивности
- •6.4. Барометрический и паровой эффект реактивности
- •Часть 7. Кинетика ядерного реактора
- •7.1. Кинетика ядерных реакторов и ее задачи.
- •7.2. Элементарное уравнение кинетики (без учета запаздывающих нейтронов). Период реактора. Запаздывающие нейтроны
- •7.3. Решение уравнений точечной кинетики с учетом запаздывающих нейтронов
- •7.4. Получение уравнений кинетики.
- •7.5. Уравнение Нордхейма (обратных часов) и его решение
- •7.6. Кинетика точечного реактора при линейном изменении реактивности
- •7.7. Особенности кинетики холодного реактора с источником. Пуск реактора
- •7.8. Определение реактивности и периода ядерного реактора на основе обращенного решения уравнений кинетики.
- •7.10. Изменения мощности реактора при небольшом возмущении реактивности с учетом запаздывающих нейтронов.
- •7.11. Кинетика мгновенно-критического (мгновенно-надкритического) ядерного реактора
- •7.12. Останов реактора. Температура повторной критичности.
- •7.13. Тепловые эффекты в реакторах.
- •Часть 8. Изменение нуклидного состава топлива
- •8.2. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
- •8.3. Отравление ядерного реактора ксеноном-135
- •8.3.1. Стационарное отравление ксеноном
- •8.3.2. Нестационарное отравление ксеноном
- •8.4.1. Шлакование топлива. Стационарное отравление самарием
- •8.4.2. Нестационарное отравление самарием
- •Часть 9. Регулирование ядерных реакторов
- •9.1. Общие подходы к управлению цепной реакцией деления в ядерном реакторе
- •9.2. Органы регулирования ядерных реакторов, их положение и эффективность
- •9.3. Борное регулирование
- •9.4. Выгорающие поглотители и их размещение
- •9.5. Нейтронно-физические измерения. Общая методика определения критической загрузки по кривым обратного счета
- •9.6. Методы градуировки органов регулирования системы управления и защит (ор суз) реактора, краткий обзор и их характеристика
- •9.7. Общая методика построения интегральной и дифференциальной характеристик поглощающего стержня
- •9.8. Общая методика определения мощностного и температурного эффектов и коэффициентов реактивности
- •9.9. Общая методика определения отравления реактора ксеноном
- •9.10. Аварийные режимы работы ядерных реакторов
- •Часть 10. Нейтронно-физические особенности реакторов
- •10.1. Нейтронно-физические особенности водо-водяных энергетических реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов ввэр
- •10.2. Нейтронно-физические особенности канальных графитовых реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов рбмк
- •10.3. Нейтронно-физические особенности тяжеловодных реакторов
- •10.4. Нейтронно-физические особенности кипящих реакторов
- •10.5. Нейтронно-физические особенности газо-графитовых реакторов
- •10.6. Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтронах
- •10.7. Особенности эксплуатации ядерных реакторов на мокс-топливе
8.4.2. Нестационарное отравление самарием
После остановки ядерного реактора нарушается динамическое равновесие между скоростью появления 149Sm из 149Pm и скоростью его убыли из-за поглощения нейтронов. Убыль 149Sm прекращается, так как поток нейтронов практически равен нулю, а прибыль его из 149Pm продолжается до полного распада последнего с (Т1/2)Pm=53 ч. Практически через 8-10 сут распадается примерно 90%149Pm.
Процессы отравления реактора, после его остановки, ксеноном и самарием принципиально отличаются друг от друга. Ксенон как короткоживущий нуклид в конечном счете полностью распадается, а самарий, будучи стабильным, накапливается в активной зоне, причем увеличение его концентрации происходит до тех пор, пока не распадется весь 149Pm. Рост концентрации 149Sm влечет за собой снижение запаса реактивности. В теории реакторов этот процесс уменьшения запаса реактивности после остановки реактора, происходящий в результате распада накопившегося 149Pm с переходом его в 149Sm, называют прометиевым провалом.
Кинетика отравления топлива самарием после остановки реактора описывается уравнениями (8.21) и (8.22), которые в данном случае (=0) принимают вид:
dNPm/dt = - PmNPm; |
(8.30) |
dNSm/dt = PmNPm. |
(8.31) |
Характер изменения концентраций 149Pm и 149Sm определяется решением уравнений (8.30) и (8.31). В результате интегрирования этих зависимостей при условии, что на момент остановки реактора (t=0) концентрации прометия и самария составляют NPm(0) и NSm(0), получим
NPm = NPm(0)exp(-Pmt); |
(8.32) |
NSm = NSm(0) + NPm(0)(1 - exp(-Pmt)). |
(8.33) |
Отсюда следует, что концентрации 149Pm и 149Sm после остановки реактора изменяются по экспоненциальному закону. Аналогичным образом изменяется и запас реактивности. Для иллюстрации сказанного на рис. представлены графические зависимости NPm(t), NSm(t) и Sm(t).
Рис.8.8. Изменение NSm, NPm, и Sm после остановки реактора, достигшего стационарного шлакования топлива при Ф=1014 нейтр/(см2*с)
Рассмотрен случай, когда на момент останова реактора было достигнуто стационарное отравление реактора самарием.
В разделе 10.1.2 было показано, что стационарное отравление ядерного реактора самарием не зависит от плотности потока нейтронов. Что же касается прометиевого провала, то его глубина:
п.п. = Sm() - Sm(0), |
(8.34) |
где Sm() - потеря реактивности на отравление самарием при бесконечно длительной стоянке.
Sm() является функцией , поскольку чем больше перед остановом реактора, тем больше при прочих равных условиях значение Npm(0).
Если на момент останова была достигнута равновесная концентрация 149Sm, то равенство (8.33) можно представить в виде:
NSm = NSmст + (Pmf5NuzФ/Pm)(1 - exp(-Pmt)); |
(8.35) |
После подстановки (35) в (26) потеря реактивности на отравление самарием определиться выражением:
Sm = Smст + (Pmf5a,SmнотрФ/(Pm a5))(1 - exp(-Pmt)); |
(8.36) |
Так как полная глубина прометиевого провала достигается при t=, в соответствии с (8.36) будем иметь:
п.п. = - Pmf5a,SmнотрФ/(Pm a5) |
(8.37) |
Время достижения полной глубины прометиевого провала tустп.п.10 сут. (получили аналогично tустPm).
Если перед остановкой реактор работал на номинальной мощности в течении времени, достаточного для получения равновесной концентрации 149Pm, и после останова бездействовал до тех пор пока не распался весь накопившийся плутоний, то потеря реактивности будет равна номинальной глубине прометиевого провала. Для каждого конкретного реактора по (8.37) может быть вычислена эта максимальная глубина прометиевого провала п.п.ном.
Если перед остановкой реактор работал мало (NPmст не достигнуто), или мощность была не номинальной, или время стоянки (tст) было не достаточно для распада всего накопившегося прометия, то потеря реактивности Sm(tст) может быть определена в долях п.п.ном.
Для удобства учета перечисленных факторов предлагается номограмма, представленная на рис. 10.11. В основу построения номограммы положенны следующие соображения:
а) если средняя мощность Wрср за рассматриваемый период работы реактора меньше номинальной, а время работы и время стоянки достаточны для достижения равновесной концентрации 149Pm и его полного распада после остановки реактора, то в соответствии с (8.37):
Sm(tст) = (Wрср/ Wрном) п.п.ном; |
(8.38) |
б) если кроме отличия Wрср от Wрном недостаточны время работы t и время стоянки tст, то учет этих факторов осуществляется введением в (10.38) двух корректирующих сомножителей:
Sm(tст) = (Wрср/ Wрном)(1 - exp(-Pmt))(1 - exp(-Pmtст))п.п.ном |
(8.39) |
Рис.8.9. Номограмма для расчета нестационарного шлакования самарием
Семейство
кривых на номограмме представляет собой
графическую реализацию зависимости
(Wрср/Wрном)(1-exp(-Pmt)),
а семейство прямых определяет функцию
Штриховой линией показан пример
использования номограммы при t=7 сут.,
Wрср=0,9
Wрном
и tст=4
сут. Для получения искомого результата
Sm(tст)
остается умножить снятое с номограммы
значение Sm(tст)/п.п.ном
на номинальную глубину прометиевого
провала данного реактора.
Если Sm(tст) по абсолютному значению будет превышать Xeст, то в конце компании, когда оперативный запас реактивности мал, может возникнуть угроза запирания реактора или, как еще говорят, может наступить “самариевая смерть“, заключающаяся в невозможности пуска реактора без перегрузки активной зоны. Запирание реактора возможно только при очень больших плотностях потока нейтронов. Для ВВЭР реальная угроза запирания практически отсутствует.
В ядерных реакторах на природном или слабообогащенном уране, где заметную роль играет накопление Pu из 238U, после остановки ядерного реактора продолжается накопление Pu из накопившегося во время работы ядерного реактора Np. В некоторых случаях по воздействию на реактивность этот положительный эффект сравним с отрицательным эффектом прометиевого провала и может его частично или полностью скомпенсировать.
