- •Учебное пособие по физике реактора (проект) содержание.
- •1. Основы теории реакторов.
- •1.1. Деление ядер под действием нейтронов.
- •1.1.1. Строение атома. Изотопы.
- •1.1.2. Дефект массы, энергия связи, энергия деления.
- •1.1.3. Радиоактивность.
- •1.1.4. Ядерные реакции. Сечения взаимодействия.
- •1.1.5. Замедление и диффузия нейтронов.
- •1.2.1 Коэффициент размножения в бесконечной среде.
- •1.2 Коэффициент размножения.
- •1.2.2. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах .
- •1.2.3. Вероятность избежать резонансного поглощения .
- •1.2.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов .
- •1.2.5. Число быстрых нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон.
- •1.2.6. Утечка нейтронов. Коэффициент размножения.
- •1.3. Реактивность.
- •1.4. Регулирование яр.
- •1.4.1. Параметры, определяющие мощность яр и скорость ее изменения.
- •1.4.2. Кинетика реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Период реактора.
- •1.4.3. Критичность на мгновенных нейтронах.
- •2. Пространственное распределение энерговыделения в реакторе.
- •2.1. Общие положения.
- •2.2. Макрораспределение энерговыделения.
- •2.3. Микрораспределение энерговыделения.
- •2.4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны.
- •2.5. Система внутриреакторного контроля.
- •3. Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •3.1. Температурный эффект реактивности.
- •3.1.1. Плотностной температурный эффект реактивности.
- •3.1.2. Мощностной эффект реактивности.
- •3.2. Барометрический эффект реактивности.
- •3.3. Борный эффект реактивности.
- •3.4. Влияние коэффициентов реактивности на динамику и безопасность реактора.
- •3.5. Выгорание, шлакование и воспроизводство ядерного топлива.
- •3.6. Отравление реактора ксеноном ( Хе-135 ).
- •3.6.1. Стационарное отравление Хе-135.
- •3.6.2. Нестационарное отравление ксеноном.
- •3.7. Отравление реактора самарием ( Sm-149 ).
- •4. Нфх активной зоны ввэр-440.
- •5. Таблица допустимых режимов эксплуатации ру.
- •5.1 Расходы через твс и реактор.
- •5.2. Допустимая мощность.
- •5.3. Допустимые подогревы в центральных и периферийных твс.
- •5.4. Допустимый подогрев теплоносителя на реакторе.
- •5.5. Влияние частоты сети на температуру.
- •6. Вопросы обеспечения ядерной безопасности.
- •6.1. При пуске яр.
- •6.2. При перегрузке и работе с твс.
- •6.3. При хранении и отправке отработанного ядерного топлива.
- •6.4. Характерные моменты обеспечения ядерной безопасности при использовании твс с обогащением 4,4%.
- •7. Конструкция и характеристики активной зоны реактора и ее компонентов.
- •7.1. Корпус реактора.
- •7.2. Верхний блок.
- •7.3. Внутрикорпусные устройства.
- •7.4. Активная зона.
- •8. Некоторые особенности эксплуатации энергоблоков каэс.
- •8.1. Кассеты-экраны блоков 1 и 2.
- •8.2. Топливо обогащением 4,4% на блоке 3.
- •Список литературы
1.4.3. Критичность на мгновенных нейтронах.
При значении эф. влияние запаздывающих нейтронов на скорость изменения мощности ЯР прекращается, это и есть граница управляемости ЯР. В этом случае реактор становится критичным на мгновенных нейтронах. По этой причине состояние реактора = эф. называется мгновенной критичностью.
В отсутствие запаздывающих нейтронов управление цепной ядерной реакцией деления было бы крайне затруднительно, если вообще возможно. Для иллюстрации рассмотрим два примера.
Вариант А.
Пусть =0, т.е. реактор критичен на мгновенных нейтронах. Ранее было оценено время жизни теплового нейтрона - =5•10-5 с. При увеличении эффективного коэффициента размножения на величину 0,001, из формулы 1.27 получим рост мощности через одну секунду:
раз.
Вариант В.
С учетом запаздывающих нейтронов, время жизни поколения нейтронов
l ~ 0,1 с. При увеличении эффективного коэффициента размножения на ту же величину 0,001 получим рост мощности через 1 секунду.
N 0,001
--- = eхр ------ ~ 1,01 раз.
No 0,1
Из рассмотренных примеров видно, что в случае отсутствия запаздывающих нейтронов рост мощности реактора происходит настолько быстро, что он становится неуправляемым.
Во избежание возникновения такой ситуации, подъем поглотителей (кассет АРК), физический вес которых больше эф., необходимо производить шагами (подробнее см. п.6.1), причем , высвобождаемая одним шагом, должна удовлетворять требованию ш<эф . Следовательно, предельно допустимый шаг при дифференциальной эффективности поглотителя (d/dH)макс выбирается из условия
hпред < эф / (d/dH)макс мм. (1.31).
Более жесткое требование, обеспечивающее выполнение условия < эф., заключается в ограничении и скорости ее высвобождения до значений, при которых период не может оказаться меньше заданного (Т>60 сек). Обоснование значения максимального периода во многом субъективно. Здесь играет роль как надежность работы СУЗ, так и реакция оператора, его способность быстро принять правильное решение по управлению ЯР при увеличении мощности с малым периодом.
Согласно ПБЯ скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ не должна превышать 0,07эф/с. В случае высокой эффективности исполнительных органов (>0,7 эф.), положительная реактивность должна вводиться шагами, с весом шага не более 0,3 эф.
2. Пространственное распределение энерговыделения в реакторе.
2.1. Общие положения.
Работа реактора на номинальной мощности, рассчитанной по средней плотности потока нейтронов, и соответствующему ему энерговыделению, сама по себе еще не гарантирует безопасной работы активной зоны. Решая задачу поддержания энерговыделения в допустимых рамках, определяемых теплоотводом, основное внимание необходимо обращать на проблемы, связанные с неравномерностью энерговыделения по активной зоне реактора.
Практические ограничения теплового режима реактора, которые определяют допустимые условия его эксплуатации, связаны прежде всего с ограничениями:
a) по величине теплового потока от твэла;
б) по температуре топлива (конструктивных элементов твэла);
в) по температуре теплоносителя.
Предельные значения этих параметров достигаются прежде всего в наиболее энергонапряженных областях активной зоны, условия в которых тем более отличаются от средних условий в реакторе, чем больше неравномерность энерговыделения. Неравномерность распределения энерговыделения в активной зоне характеризуется коэффициентами неравномерности энерговыделения, знание которых необходимо для определения допустимой тепловой мощности реактора(см. раздел 5).
Ниже рассмотрены основные причины возникновения неравномерности (с разделением на группы, удобные для анализа) и некоторые практические способы ее уменьшения.
