
- •1.Мгновенные и запаздывающие нейтроны.
- •2.Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.
- •3.Глубина выгорания. Период кампании реактора.
- •4.Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства.
- •5.Отравление ядерного реактора. Отравление ксеноном.
- •6.Стационарное отравление реактора ксеноном.
- •7.Йодная яма. Время вынужденной стоянки реактора.
- •8.Отравление самарием. Стационарное отравление самарием.
- •9.Прометиевый провал.
- •10.Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.
- •11.Регулирование яэу.
- •12.Выгорающие поглотители.
- •13.Остаточные тепловыделения в ядерном топливе.
- •14.Контрольные вопросы
- •15.Литература, рекомендуемая для самостоятельной проработки
9.Прометиевый провал.
При останове реактора концентрация ядер 149Sm увеличивается и стремится к насыщению, равному сумме числа ядер 149Sm и 149Pm до останова. Уменьшение запаса реактивности при накоплении самария после останова реактора – прометиевый провал – пропорционально уровню мощности до остановки реактора, который определяет соответствующую установившуюся концентрацию прометия.
Максимальное отравление в прометиевом провале практически достигается через 10 суток.
Выйти из прометиевого провала можно только после очередного пуска реактора за счет выжигания ядер самария потоком нейтронов.
Максимальное значение отравления в прометиевом провале зависит от мощности реактора до останова и может достигать 0,5 % (см. рис. 6).
Рис.6. Зависимость максимальной глубины прометиевого провала от мощности до остановки реактора.
10.Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.
В течение всей кампании реактор постоянно находится в критическом состоянии, работая на некотором уровне мощности. В начале кампании имеется наибольшая избыточная реактивность, которая компенсируется средствами и органами регулирования.
Общий запас реактивности реактора – это величина положительной реактивности, которая создается за счет загрузки в активную зону сверхкритического количества топлива.
Величина запаса реактивности изменяется в процессе работы реактора вследствие следующих процессов:
Выгорание ядерного топлива – уменьшение количества делящихся материалов приводит к снижению запаса реактивности;
Шлакование реактора – накопление стабильных и долгоживущих продуктов деления, поглощающих нейтроны, снижает запас реактивности;
Воспроизводство ядерного топлива – образование вторичного ядерного топлива, участвующего в размножении нейтронов, повышает запас реактивности;
Отравление реактора – наработка короткоживущих продуктов деления, поглощающих тепловые нейтроны, понижает запас реактивности при их накоплении и повышает его при их распаде.
Для компенсации запаса реактивности используют органы регулирования СУЗ, борное регулирование – изменение концентрации борной кислоты в первом контуре и выгорающие поглотители, размещаемые в ТВС.
11.Регулирование яэу.
Органы регулирования СУЗ представляют собой группы стержней, выполненных из поглощающего материала, которые при аварийных ситуациях вводятся (падают) в активную зону и за счет интенсивного поглощения нейтронов обеспечивают прекращение цепной реакции деления. Органы СУЗ могут также использоваться для управления мощностью реактора.
При управлении реактором для изменения его мощности вводится положительная или отрицательная реактивность. В результате этого реактор выводится из критического состояния, и количество нейтронов (нейтронный поток) в активной зоне начинает изменяться.
Скорость изменения нейтронной мощности реактора определяется периодом реактора. При достижении требуемого уровня мощности реактор переводится снова в критическое состояние (см. рис.7). На этапах а и б вводится положительная реактивность за счет выведения органов СУЗ из активной зоны реактора, на этапах в и г – отрицательная при введении СУЗ в активную зону.
Введение положительной реактивности ограничено величиной эффективной доли запаздывающих нейтронов. Если реактору сообщить положительную реактивность ρ = βэфф, то возникает мгновенная критичность реактора, при этом реактор может быть критичен и без запаздывающих нейтронов, т.е. только за счет мгновенных нейтронов. Это приводит к неуправляемому увеличению мощности реактора.
Допустимая положительная реактивность всегда ρ < βэфф.
В отечественной практике величину вводимой реактивности измеряют в долях от эффективной доли запаздывающих нейтронов, например,
ρ = 0,1 βэфф.
В международной практике используют единицы доллар и цент, например, ρ = 0,1$ = 10 с.
Рис. 7. Управление мощностью реактора.
Наряду с органами СУЗ для управления ректором ВВЭР используют борное регулирование, которое состоит во введении в теплоноситель первого контура поглотителя нейтронов, которым является бор в составе борной кислоты.
Борное регулирование характеризуется высокой инертностью и обеспечивает по мере выгорания ядерного топлива плавное высвобождение запаса реактивности за счет снижения концентрации борной кислоты в первом контуре. Однако введение борного раствора для подавления реакции деления осуществляется и в аварийных ситуациях при работе аварийных систем безопасности реактора.
Преимущество борного регулирования состоит в том, что при любых предусмотренных изменениях концентрации борной кислоты в первом контуре реакторной установки профиль потока нейтронов в активной зоне не изменяется.
При частичном введении органов СУЗ ввиду их высокой поглощающей способности происходит существенное изменение профиля потока нейтронов и тепловыделения в активной зоне.