- •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
3.5. Выгорание, шлакование и воспроизводство ядерного топлива.
Количество загруженного делящегося топлива в реакторе при его работе непрерывно уменьшается за счет деления ядер U и радиационного захвата ими нейтронов. Этот процесс называют выгоранием топлива. Выгорание связано с энерговыработкой линейной зависимостью. Основная часть расхода топлива определяется количеством разделившихся ядер U235 за определенное время работы реактора на мощности. Масса разделившихся ядер в граммах за время t работы реактора на мощности N, т.е. при энерговыработке Q = N•t, равна mдел5= 1,05•Nt = =1,05•Q , где 1,05 - масса U235 в граммах, разделившегося при энерговыработке 1МВт•сут.
В связи с выгоранием U235 уменьшается Кэф., а следовательно, реактивность и запас реактивности. Изменение запаса реактивности за счет выгорания - длительный процесс. Он зависит только от энерговыработки реактора.
Одним из важнейших показателей экономичности РУ (и АЭС в целом) является глубина выгорания топлива. Чаще всего среднюю глубину выгорания В определяют как количество энергии, полученной с единицы массы топлива, загруженного в реактор, за время его пребывания в активной зоне:
В = Qk/mтоп, Мвт•сут/кг (3.8.)
Фактически эта величина характеризует накопление продуктов деления в граммах на тонну урана, так как деление 1 г урана (т.е. накопление 1 г продуктов деления) сопровождается освобождением энергии примерно 1 МВт•сут. Для ВВЭР-440 при кампании в три года, с использованием частичных перегрузок один раз в год, средняя глубина выгорания составляет:
В = 28 30 МВт•сут/кг.
При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди последних делящиеся ядра Pu239 и Pu241. Процесс накопления новых делящихся ядер называется воспроизводством делящегося материала.
Накопление вторичного топлива характеризуется коэффициентом воспроизводства, представляющим собой отношение количества образовавшихся ядер вторичного топлива Nвт к числу выгоревших ядер Nвыг :
КВ = Nвт / Nвыг.
Для реакторов ВВЭР КВ = 0,5 - 0,6.
При делении топлива образуется около 200 нуклидов-продуктов деления (часть - непосредственно как осколки деления, часть - как продукты радиоактивного распада осколков). Некоторые ядра, образующиеся при делении урана и плутония, имеют большие сечения поглощения тепловых нейтронов. Поглощение нейтронов теми из них, концентрация которых сравнительно быстро достигает равновесной, называется отравлением реактора. Основной вклад в отравление реактора вносят нуклиды Xe и Sm.
Основная масса образующихся ядер, называемая шлаками, имеет сечение поглощения тепловых нейтронов не больше чем сечение деления топлива. В процессе накопления шлаков (при работе реактора) запас реактивности уменьшается. Это уменьшение запаса реактивности вследствие поглощения тепловых нейтронов шлаками называется шлакованием реактора. Процесс шлакования так же, как и выгорания, медленный, связанный только с кампанией (энерговыработкой) реактора. При эксплуатации реактора разделить процессы выгорания и шлакования невозможно.