Физические и теплотехнические характеристики ядерного реактора

Ядерный реактор (ЯР) — это устройство для осуществления управляемой цепной реакции деления ядер.

Активная зона — основная часть ЯР, где происходит формирование спектра нейтронов, деление ядер топлива и преобразование ядерной энергии в тепловую для последующего использования.

Части активной зоны (находятся в корпусе ЯР под крышкой):

• топливо;

• замедлитель нейтронов;

• конструкционные материалы;

• органы регулирования;

• отражатель нейтронов.

Характеристика ЯР:

• ЯР на тепловых нейтронах — по спектру нейтронов;

• гетерогенный — по расположению топлива и замедлителя — блоки топлива и зон замедления больше длины свободного пробега нейтронов;

• корпусный водо-водяной — по типу замедлителя и теплоносителя;

• транспортный, энергетический — по назначению.

Кампания реактора — время, в течении которого активная зона реактора может работать на номинальной мощности.

Энерговыработка — полное количество энергии, выработанное реактором с момента начала эксплуатации.

Энергозапас — способность реактора выработать за кампанию определённое количество энергии.

Энергоресурс — способность активной зоны обеспечить определённую энерговыработку до появления неустранимых дефектов активной зоны, при которых дальнейшее использование ядерного реактора невозможно.

Срок службы реактора — календарная продолжительность эксплуатации активной зоны до выработки энергоресурса.

Для количественной оценки интенсивности использования реактора применяют два основных показателя: КИВ и КИМ.

КИВ — коэффициент использования времени работы ядерного реактора. КИВ представляет собой отношение суммарного времени работы реактора на энергетическом уровне мощности τ_p за рассматриваемый календарный период эксплуатации к этому периоду τ_э —

КИВ характеризует бездействие реактора в составе ГЭУ.

КИМ — коэффициент использования мощности ядерного реактора. КИМ представляет собой отношение средней мощности реактора за рассматриваемый период к его номинальной мощности —

Энерговыделение в активной зоне

Мощность ядерного реактора определяется суммарным энерговыделением в единицу времени во всех ТВэлах:

(кВт), где

• — удельная мощность на единицу объёма.

Мощность определяется количеством делений топлива в единице объёма в единицу времени:

1 МВт ≈ 3*1016делений u235 в секунду.

Максимально допустимая удельная мощность p (в самой напряжённой области активной зоны) определяет максимальную мощность реактора.

Следует заметить, что плотность потока тепловых нейтронов и энерговыделение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора. Неравномерность обусловлена неравномерностью потока нейтронов (их утечкой с поверхности активной зоны, поглощением в конструкционных материалах и топливе). Также сказывается наличие компенсирующих решёток и гетерогенность топлива.

Различают в основном неравномерности распределения энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны и по радиусу рабочего канала.

Для активной зоны цилиндрической формы без органов СУЗ и выгорающего поглотителя распределение плотности потока тепловых нейтронов по радиусу активной зоны представляет собой функцию Бесселя первого рода, которая по своему виду близка к косинусоиде.

Распределение потока нейтронов по высоте активной зоны описывается косинусоидальной зависимостью.

Таким образом, плотность нейтронов в центре цилиндрического реактора при отсутствии СУЗ и ВП имеет максимальное значение.

При равномерном распределении топлива по радиусу топливного канала (ТК) плотность тепловых нейтронов и энерговыделение будут в центре канала меньше, чем на периферии. Это объясняется тем, что, благодаря поглощению нейтронов в топливе, до центра канала доходит небольшая доля замедлившихся в замедлителе нейтронов. Таким образом, периферийные ТВэл будут нагружены в тепловом отношении сильнее, чем центральные.

Степень отклонения максимального энерговыделения от среднего характеризуют коэффициентом неравномерности по радиусу, высоте, объёму и по ТВС:

Неравномерное распределение потока тепловых нейтронов и энерговыделения по активной зоне приводит не только к снижению теплотехнической надёжности зоны, но и к неравномерному выгоранию топлива и уменьшению продолжительности работы реактора. Чем ближе К_V к единице, тем больше максимальная допустимая мощность реактора (при том же объёме), тем больше глубина выгорания топлива, выше надёжность ТВэл, энергоресурс, гарантированная кампания реактора.

Основные способы выравнивания энерговыделения:

• применение отражателя нейтронов — снижает К_V в 1.5 ÷ 2 раза;

• физическое профилирование топлива — концентрация U²³⁵ обратно пропорциональна плотности нейтронов. Профилирование применяют как по радиусу, так внутри ТВС (внутренние ТВэлы из-за меньших размеров больше напряжены);

• физическое профилирование ВП — больше ВП в центре и нижней части активной зоны, меньше на периферии;

• размещение КР в местах максимального энерговыделения (применение ВП позволяет снизить физический вес подвижных поглотителей).

Неравномерность распределения поля энерговыделения влияет на тепловой и температурный режимы работы рабочих каналов, расположенных на различных радиусах активной зоны. Для выравнивания температуры теплоносителя на выходе из рабочих каналов применяется гидравлическое профилирование так, чтобы расход теплоносителя в них соответствовал энерговыделению.

К_V изменяется в процессе кампании, следовательно, изменяется максимальная мощность ЯР:

, где

• N₁, K_V1 относятся к более раннему моменту кампании;

• N₂, K_V2 относятся к более позднему моменту кампании.

Ограничения по мощности:

• когда ЦКР выше 200 по УП (отсутствует ВП, что приводит к всплеску энерговыделения) — держать N < 70 %;

• перекосы ПКР не должны превышать 20, при большем перекосе на мощность накладываются ограничения.