- •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
10.2. Нейтронно-физические особенности канальных графитовых реакторов
Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода.
В канальных реакторах РБМК топливом служит двуокись урана UO2, теплоносителем вода и замедлителем графит.
В настоящее время энергоблоки с ЯР РБМК работают на Курской, Ленинградской, Смоленской АЭС, но строить их больше не планируют. Проектные теплогидравлические характеристики приведенный в табл. 10.3
Таб. 10.3. Основные характеристики реактора РБМК-1000 1-го и 2-го энергоблоков Ленинградской АЭС (указаны значения параметров нормальной эксплуатации для уровня мощности 3200 МВт(т)):
Мощность реактора, МВт: тепловая электрическая
|
3200 1000 |
Расход теплоносителя через реактор, тыс. м3/ч |
46÷48 |
Паропроизводительность, т/ч |
5440÷5600 |
Среднее массовое паросодержание на выходе из реактора, % |
14,5 |
Температура теплоносителя, оС: на входе на выходе
|
270 284 |
Обогащение топлива по U235, % |
2,4/2,6/2,8
|
Средняя глубина выгорания извлекаемого топлива (для 2,8%), МВт.сут/кг U |
30
|
Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов рбмк
Замедляющая способность графита ~20 раз меньше, чем у воды, следовательно, большие размеры а.з. Соответственно технологические каналы в графитовых реакторах расположены далеко друг от друга (шаг решетки каналов равен 25 см при ls в графите ~ 3 см), и вероятность прямого (без столкновений) пролета нейтронов между каналами очень мала.
Из-за очень малого сечения поглощения большие объемы графита, необходимые для замедления, не приводят к неприемлемо большому поглощению тепловых нейтронов.
Д
ля
решеток с большим объемом замедлителя
типична значительная гетерогенность
для тепловых нейтронов: отношение
средних потоков в замедлителе и топливе
около 1,5 вместо ~ 1,15 для водо-водяных
решеток. Использование в РБМК урана
с малым обогащением и замедлителя,
весьма слабо поглощающего нейтроны,
приводит к тому, что среднее по ячейке
значение параметра обычно не
превышает 0,1. В связи с этим практически
все поглощение нейтронов происходит
после их замедления до тепловых энергий,
когда устанавливается спектр нейтронов,
близкий к спектру Максвелла. В топливе
этот спектр отличается от
максвелловского, поскольку здесь в
основном происходит поглощение
нейтронов.В канале расположено довольно большое количество твэлов - 18. Внутри канала твэлы расположены весьма близко друг к другу: отношение объемов воды и урана составляет ~ 1. Тесное расположение твэлов заставляет учитывать те эффекты, которые в большей степени имеют место в уран-водных решетках. Сюда относятся эффекты в надпороговой области (влияние на m ) и резонансной области (влияние на j) энергий. Эти эффекты проявляются при рассмотрении взаимодействия отдельных твэлов в канале, а затем - отдельных гомогенизированных каналов в однородной решетке. Поскольку расстояние между каналами велико по сравнению с характерной длиной пробега в замедлителе (ls tr), то перекрестный эффект между каналами проявляется в значительно меньшей степени, чем между отдельными твэлами. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах в канальных графитовых реакторах ниже, чем в ВВЭР, тогда как вероятность избежать резонансного поглощения выше.
Поскольку расстояние между каналами велико по сравнению с характерной длиной пробега в графите (ls tr), то перекрестный эффект между каналами в РБМК проявляется в значительно меньшей степени, чем между отдельными твэлами. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах в РБМК ниже, чем в ВВЭР, тогда как вероятность избежать резонансного поглощения выше.
В канальных кипящих реакторах (в отличие от корпусных) коэффициент размножения несущественно меняется по высоте а.з.: кипение вызывает лишь незначительное отклонение распределения потока тепловых нейтронов от исходного.
Пространственное разделение теплоносителя и замедлителя позволяет выбирать их рабочие параметры независимо друг от друга. Так в РБМК температура воды в активной зоне около 280 °С, в то время как температура графита достигает 700 °С. Поэтому температура нейтронного газа изменяется по зонам ячейки в довольно широких пределах.
Графитовые решетки характеризуются большими значениями возраста нейтронов tр (мала замедляющая способность графита) и квадрата длины диффузии тепловых нейтронов (велико значение L2 в чистом замедлителе). Возраст tр сравнительно слабо зависит от состава активной зоны. Однако кипение в активной зоне все же приводит к изменению замедляющей способности ячейки на 20-30 %.
Площадь миграции решетки Мр2 в отличие от легководных решеток, определяется не только замедлением, но и диффузией нейтронов и составляет 500-600 см2. Утечка нейтронов мала, (обычно не превышает 1-1,5 %), поскольку размеры реактора велики.
Активная зона РБМК окружена боковым графитовым отражателем толщиной 1 м и торцевым толщиной 0,5 м. В энергетическом режиме дополнительное выравнивание нейтронного распределения по высоте а.з. имеет место за счет:
- более высокого отравления ксеноном-135 центральной по высоте области активной зоны, приводящего к снижению нейтронного потока в этой области и перераспределения, его к торцевым отражателям;
- более высокой температурой графита (и, как следствие - нейтронного газа в центральных областях зоны) в сравнении с температурой графита вблизи торцевых отражателей, что приводит к относительно большему снижению сечения деления 235U, в центре зоны в сравнении со снижением сечения деления 235U в зоне торцевых отражателей.
В таблице 10.4 приведены основные физические характеристики активной зоны РБМК-1000.
Таб. 10.4. Основные физические характеристики активной зоны РБМК-1000
Высота, м |
7 |
Диаметр, м |
25 |
Шаг решетки, см |
1,0 |
Толщина бокового отражателя, м |
0,5 |
Толщина торцевых отражателей, м |
2525 |
Размеры графитовых блоков в поперечном сечении, см |
20, 30, 50, |
Высота графитовых блоков, см |
60 |
Количество графитовых колонн а) в графитовой кладке всего б) в отражателе в том числе с каналами охлаждения отражателя в) в активной зоне |
2488 600 156 1888 |
Соотношение ядер графита и урана для топлива 2 % обогащения а) перед энергопуском б) в установившемся режиме |
~ 120 ~ 130 |
Теплонапряженность на Nном, кВт/лАЗ а) средняя по зоне б) максимальная с учетом КV |
3,9 5,6 |
Средний поток тепловых нейтронов а активной зоне при Nном, 1/см2с а) в топливе б) в графите в) на корпусе ТК |
(45) 1013 (78) 1013 6 1013 |
Максимальный поток надтепловых нейтронов на корпусе ТК, 1/см2с |
~ 1,3 1014
|
Мощность источника нейтронов в активной зоне через 24 недели после останова блока, н/с |
~ 108
|
Максимально допустимая температура твэла при Nном, 0С |
490
|
Максимально допустимая температура UO2 в твэле при Nном, 0С |
2100
|
Количество энергии, выделяющееся в графитовой колонне по отношению к энергии, снимаемой теплоносителем с топливной кассеты этой же колонны, % |
до 7
|
Загрузка UO2 в кассете 2 % обогащения, кг в кассете 2,4 % обогащения, кг |
131 5 131 5 |
Загрузка 235U в кассете 2 % обогащения, кг в кассете 2,4 % обогащение, кг |
2,29 0,1 2,76 0,1 |
Достоинства РБМК:
1) Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;
2) Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;
3) Нет дорогостоящих и сложных в исполнении парогенераторов;
4) Нет принципиальных ограничений на размер и форму активной зоны, и, следовательно, на мощность реактора (чем больше а.з. – тем больше топливных каналов и больше мощность);
5) Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ);
6) Высокая ремонтопригодность;
7) Малое «паразитное» поглощение нейтронов в активной зоне (более благоприятный нейтронный баланс) по графиту, как следствие — более полное использование дешевого ядерного топлива из-за меньшего начального обогащения и более равномерного и глубокого (по сравнению с корпусными ВВЭР) выгорания;
8) Более легкое (по сравнению с корпусными ВВЭР) протекание проектных аварий, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования;
9) Удобный отдельный выбор параметров теплоносителя и замедлителя;
10) Регулирование коэффициентов неравномерности энерговыделения при непрерывных перегрузках без останова РУ в целом.
11) Малое, в отличие от корпусных кипящих, изменение Кэфф по высоте (в 1-ом приближении можно вести расчет отдельно от теплофизики).
Недостатки РБМК:
1) Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем требует наличия большого количества квалифицированного персонала;
2) Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большим количеством узлов (например, запорно-регулирующей арматуры);
3) Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;
4) Бо́льшее количество активированных конструкционных материалов из-за больших размеров а.з. и металлоёмкости РБМК, остающихся после вывода из эксплуатации и требующих утилизации;
5) Отсутствие борного регулирования, и, следовательно, единственная система оперативного регулирования реактивности;
6) Неизбежное искажение поля энерговыделения по а.з. при вводе в а.з. ПС СУЗ, склонность к возникновению ксеноновой нестабильности и ксеноновых колебаний – более напряженная работа оперативного персонала БЩУ; по сравнению с ВВЭР-1000;
7) Большой положительный паровой коэффициент реактивности;
8) Относительно малая по сравнению с ВВЭР энергонапряженность а.з.
