- •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
2.4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны.
Неравномерность энерговыделения по объему активной зоны описывается соответствующим коэффициентом Кv, который определяется как:
Кv = Кqi • Кzi (2.4),
где Кqi - радиальный коэффициент неравномерности энерговыделения по активной зоне;
Кzi - коэффициент неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны.
Согласно "Технологическому регламенту по эксплуатации" значение Кv для ВВЭР-440 не должно превышать 2,5.
На практике часто используется коэффициент неравномерности энерговыделения для локального теплового потока, который определяется как:
Ко = Кq•Кz•Кк•К инж. (2.5),
где Кq - учитывает неравномерность энерговыделения по кассетам (расчет коэф-та приведен в п.2.4);
Кz - учитывает неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны (расчет коэф-та приведен в п.2.4);
Кк - учитывает неравномерность энерговыделения по твэлам внутри ТВС (определяется расчетом на ЭВМ по специальной программе);
Кинж. - учитывает запас на неточность инженерного расчета и технические допуски изготовления активной зоны (константа, равная 1,15).
Из формулы (2.5) следует, что коэффициент Ко характеризует собой энерговыделение в одной, наиболее энергонапряженной точке активной зоны.
2.5. Система внутриреакторного контроля.
Контроль за работой ТВС в реакторе в условиях эксплуатации осуществляется с помощью системы ВРК, работа которой основана на измерении температуры теплоносителя на входе в реактор и выходе из ТВС, а также на измерении распределения потока нейтронов по объему активной зоны. Как правило, результаты измерения этих подсистем выражаются в виде коэффициентов неравномерности энерговыделения по ТВС (Кq) и коэффициентов неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны (Кz). Совокупность этих двух подсистем позволяет контролировать распределение тепловой и нейтронной мощности по всему объему активной зоны. Сравнение результатов измерения коэффициентов неравномерности с заранее установленными пределами безопасной эксплуатации ТВС по этим параметрам характеризует степень безопасной и надежной эксплуатации ТВС и является основной задачей контроля ТВС в реакторе.
Далее рассмотрены основные положения этих подсистем в РУ с ВВЭР-440.
Первая подсистема измеряет температуру теплоносителя на выходе из 210 рабочих ТВС; она получила название "массовый замер"(МЗ). Датчики МЗ - термопары, установленные в БЗТ. Датчики расположены с учетом симметрии загрузки активной зоны и обеспечивают контроль за остальными 102 рабочими ТВС.
Измеряемые температуры теплоносителя на выходе из рабочих ТВС совместно с измерением температуры теплоносителя в петлях позволяют по упрощенным моделям определить коэффициенты неравномерности, которые используются в формулах для определения мощности ЯР (см. раздел 5, формула 5.3):
Кqi = 1 + tiвых - Tвых) / tр-ра • Кпр. (2.6),
где Твых. - средняя температура на выходе из активной зоны;
tр-ра - разность температур на выходе из реактора и на входе в реактор;
Кпр.=0,93 - коэффициент протечек.
В условиях эксплуатации допустимый коэффициент неравномерности, контролируемый по температуре на выходе из ТВС, определяет мощность активной зоны в целом. При этом ограничивать мощность активной зоны может температура теплоносителя на выходе как из центральных ТВС, так и из периферийных(см. п.5.3).
Неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны оценивается другой подсистемой внутриреакторного контроля, основанной на показаниях -эмиссионных нейтронных детекторов (датчиков прямого заряда), которые расположены в сухих каналах по оси ТВС в их центральных трубках. В реакторах ВВЭР-440 число сухих каналов составляет от 12 (В-230) до 36 (В-213); эти каналы монтируются после перегрузки топлива при сборке реактора. В каждом из каналов по высоте активной зоны установлено 7 датчиков прямого заряда. Эти датчики измеряют в местах установки плотность потока нейтронов, которая затем пересчитывается в энерговыделение.
Коэффициент неравномерности распределения плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны определяется выражением:
Кz = Imax / I (2.7),
где I и Imax - средний и максимальный токи детекторов прямой зарядки в измерительном канале.
Для В-230
I = I2 + I3 + ... + I6 + (I1 + I2)/2 / 6 (2.8).
Для В-213
I = (I0 +...+ I8) / 9 (2.9),
где I0 = I1 / 2.405; I8 = I7 / 2.405 - экстраполированные значения токов ДПЗ на границах активной зоны.
Использование при эксплуатации ЯР температурных полей МЗ и показаний датчиков прямой зарядки позволяет контролировать допустимую тепловую мощность ТВС и симметричность тепловыделения в активной зоне. Разброс результатов индивидуальных измерений температуры по симметричным ТВС может быть обусловлен двумя основными факторами: изменением состояния активной зоны (ошибочная загрузка ТВС, падение или "застревание" стержней СУЗ); нарушением в работе отдельных каналов измерения температуры системы внутриреакторного контроля.
Согласно "Технологическому регламенту..." при работе ЯР на мощности должны быть работоспособны не менее 75% датчиков температуры на выходе из кассет активной зоны от их общего числа (210) с обязательным охватом работоспособными датчиками температуры всех групп симметрии активной зоны и не менее 2/3 измерительных каналов нейтронных датчиков прямого заряда от их общего числа (36). Если это условие не выполняется, то мощность реактора должна быть снижена до 50% от допустимой.
