- •Лекция 3 по дисциплине «Устройство яэу и перегрузка ядерного топлива»
- •3.1 Понятие общего и оперативного запасов реактивности
- •Понятие общего и оперативного запаса реактивности
- •Общие понятия эффектов реактивности
- •3.2 Снижение запаса реактивности с выгоранием и шлакованием ядерного топлива
- •3.2.1 Закономерности выгорания урана-235
- •3.2.2 Энерговыработка реактора
- •3.2.3 Потери реактивности с выгоранием топлива
- •Основные характеристики выгорания
- •3.2.4 Закономерности шлакования ядерного топлива
- •Кинетика роста потерь реактивности от шлакования
- •3.3 Рост запаса реактивности с воспроизводством топлива и выгорания выгорающего поглотителя
- •3.3.1 Эффект воспроизводства ядерного топлива
- •Рост запаса реактивности с воспроизводством плутония-239
- •3.3.2 Эффекты выгорающих поглотителей
- •4.4 Температурные эффект и коэффициент реактивности реактора
- •4.4.2 Температурный эффект реактивности теплоносителя.
Лекция 3 по дисциплине «Устройство яэу и перегрузка ядерного топлива»
Тема: Изменение материального состава ядерного топлива
Введение
Из ранее сказанного Вам должен быть понятен основной принцип управления реактором: для того, чтобы заставить работающий в критическом режиме реактор увеличивать или уменьшать мощность, надо сообщить ему положительную или отрицательную реактивность; экспоненциальный темп увеличения или снижения уровня мощности реактора определяется абсолютным значением сообщённой реактору положительной или отрицательной реактивности. Если нужно держать уровень мощности реактора постоянным, – следует поддерживать реактор в состоянии с нулевой реактивностью.
В общем, всё, что происходит в работающем реакторе, так или иначе и в той или иной степени вызывает изменение реактивности.
Дело осложняется ещё тем, что различные физические процессы в работающем реакторе протекают во времени с качественно различными закономерностями, а, значит, они различны по интенсивности, и, следовательно, изменяют величину реактивности с различным темпом.
Есть быстротечные процессы, практически безынерционно следующие за изменениями вызывающих их параметров (например, изменения температуры в активной зоне, давления теплоносителя, мощности реактора). Есть средние по быстродействию процессы, порождающие изменения реактивности протяжённостью до 70 – 75 часов (таков процесс отравления реактора ксеноном). Есть и процессы, монотонно протекающие в течение всего времени работы реактора (например, выгорание, шлакование и воспроизводство топлива).
А так как большинство упомянутых процессов приводят к уменьшению величины (или к потерям) реактивности, из сказанного уже следует, что для того, чтобы заставить реактор работать в критическом режиме на номинальной мощности в течение расчётного времени (до перегрузки топлива), он должен располагать некоторым запасом положительной реактивности, достаточным для того, чтобы компенсировать по мере необходимости все эти потери реактивности в течение всей кампании загрузки активной зоны, поддерживая, тем самым, реактор критичным на этом уровне мощности.
3.1 Понятие общего и оперативного запасов реактивности
Энергетический ядерный реактор создаётся для работы на расчётной (номинальной) мощности в течение довольно длительного времени, называемого кампанией загрузки активной зоны реактора. Это означает: чтобы успешно работать на номинальной мощности в течение всей кампании, реактор должен поддерживаться в критическом состоянии всё это время. Представим, как создаётся первое критическое состояние реактора в ходе его загрузки топливом: активную зону заполненного водой реактора постепенно, от центра к периферии, заполняют тепловыделяющими сборками до тех пор, пока в ней не начнётся самоподдерживающаяся цепная реакция деления. В этом случае говорят, что в активной зоне набрана первая критическая масса.
Но долго ли сможет работать реактор с таким количеством топлива? Вы несомненно ответите: как только небольшая часть загруженного топлива выгорит, а вместо разделившихся ядер появятся осколки деления (а все они - в разной степени захватчики нейтронов), - реактор станет подкритичным и остановится. Поэтому для длительной работы реактора в течение времени кампании необходимо загружать в него топливо сверх критического его количества.
*) Например, первая критмасса реактора ВВЭР-1000 в воде без борной кислоты составляет 6 – 7 его ТВС, в то время, как число ТВС, загружаемых в активную зону в расчёте на годовой цикл работы на номинальной мощности, составляет 163. Разница 163 – 7 = 156 ТВС и содержит в себе упомянутое сверхкритическое количество топлива.
Но Вы знаете, что просто так вводить в активную зону сверхкритические ТВС нельзя, это - опасно: как только Вы загрузите в активную зону некоторое сверхкритическое количество топлива, в результате чего в реакторе возникнет положительная реактивность величиной bэ » 0.0064, - реактор станет неуправляемым. Поэтому загружать сверхкритическое количество топлива в реактор следует только с одновременным введением в активную зону компенсирующих поглотителей. Последние потому так названы, что служат для компенсации возникающей положительной реактивности при загрузке топлива сверх критического его количества.
Принципиально неважно, какими будут компенсирующие поглотители (подвижные стержни-поглотители, неподвижно размещаемые в а.з. твёрдые стержни с выгорающим поглотителем или борная кислота, добавляемая в воду первого контура), но процесс загрузки сверхкритического количества топлива в активную зону всегда должен сопровождаться синхронным введением в активную зону соответствующих количеств компенсирующих поглотителей.
Таким образом, загрузка в активную зону сверхкритического количества ядерного топлива приводит к возникновению положительной реактивности, которая сразу же подавляется компенсирующими поглотителями.