Остаточное тепловыделение

Остаточное тепловыделение — тепловыделение от торможения β- и γ-частиц продуктов распада осколков деления ²³⁵U.

После введения в активную зону отрицательной реактивности тепловыделение определяется следующими процессами:

• деление топлива мгновенными нейтронами;

• тепловая инерция активной зоны;

• деление топлива запаздывающими нейтронами и фотонейтронами;

• торможение β- и γ-излучений продуктов деления ²³⁵U.

Спад каждой составляющей происходит с разной скоростью. Это можно показать графически (см. рис. ниже).

Остаточное тепловыделение зависит от накопившихся (и не распавшихся ещё) осколков деления U и интенсивности их распада, то есть от мощности реактора, времени его работы и времени стоянки.

Остаточное тепловыделение требует обязательного расхолаживания реактора после его остановки, то есть отвода тепла от активной зоны до тех пор, пока уровень тепловыделения не сравняется с теплоотдачей в окружающую среду и температура теплоносителя при этом не опустится ниже температуры кипения при данном давлении 1 контура).

Вначале расхолаживание осуществляют путём принудительной циркуляции теплоносителя по 1 контуру. При снижении t_1к до 40÷50 С° ЦНПК останавливают, при повышении t_1к до 80÷90 С° снова пускают и так далее до тех пор, пока t_1к не опустится стабильно ниже 50 С°.

На практике можно считать, что примерно через 10 минут после остановки реактора величина остаточных тепловыделений составляет примерно 3 % от той мощности, на которой работал реактор перед остановкой. За эти 10 минут полностью прекращается тепловыделение за счёт запаздывающих нейтронов.

Приблизительно можно принять, что время полного расхолаживания равно времени работы реактора до остановки в пересчёте на N = 30 % N_ном.

Главная задача оператора в режиме расхолаживания — слежение за t_1к и своевременный пуск ЦНПК.

Особенности ядерного реактора

Реактор как техническое устройство обладает следующими особенностями:

• мощный источник ионизирующих излучений;

• колоссальная энергоёмкость ядерного топлива;

• цепная реакция развивается во всём объёме топлива;

• максимальная мощность реактора практически не ограничена (ограничена прочностью самого реактора) и значительно превышает возможности теплоотвода;

• реактор регулируется не только органами регулирования, но и за счёт физических процессов, происходящих в самом реакторе;

• радиоактивность продуктов деления является причиной остаточного тепловыделения;

• реактор всегда способен выйти на мощность благодаря сверхкритической загрузке топлива (то есть всегда сохраняются условия для цепной ядерной реакции);

• высокие тепловые и механические нагрузки, близкие к предельным.

Потенциальная опасность ядерной энергии заключается в следующем:

• распространение радиоактивности в воду и атмосферу;

• возможность аварии на реакторе и их последствий;

• радиоактивные загрязнения на различных этапах топливного цикла;

• опасность несанкционированного доступа к ядерным материалам.

Нфи и ттп ядерного реактора

Для обеспечения безопасного пуска и эксплуатации ядерного реактора необходимо знание его физических характеристик на текущий момент с точностью, удовлетворяющей требованиям ЯБР и ТТНАЗ. Расчёт реактора не позволяет получать необходимую точность для первого пуска и точно предсказать изменения характеристик в процессе кампании. Поэтому при загрузке топлива, при физическом пуске и периодически в течение кампании определяют и уточняют основные характеристики реактора.

Права, обязанности и ответственность должностных лиц при НФИ и ТТП изложены в «Руководстве по организации НФИ и ТТИ на ВВР…» («РНТИ-81»).

В соответствующем объёме измерения проводятся:

• при физпуске на ПЛ или в заводе;

• при каждом выходе на МКУ;

• в течение кампании через 70-80 тысяч МВт-час, но не реже 1 раза в год;

• при уточнении энергозапаса в конце кампании для определения сроков перезарядки реактора;

• непосредственно перед перезарядкой реактора;

• после ремонта и перезарядки реактора.

Физический пуск — достижение критического состояния в период загрузки ТВС и выполнения необходимых измерений для определения и уточнения характеристик активной зоны и органов регулирования.

При физпуске определяют:

• критическую загрузку топлива;

• физический вес, интегральную и дифференциальную характеристики органов регулирования;

• критическое положение КР;

• запас реактивности реактора;

• подкритичность реактора при полностью погруженных поглотителях.

При каждом пуске в базе:

• рассчитывают критическое положение КР;

• записывают реальное критическое положение КР;

• после разогрева производят сверку показаний приборов СУЗ и теплового контроля;

• после выхода на стационарный уровень мощности проверяют соответствие температур теплоносителя статическим характеристикам («усам»).

Через 70-80 тысяч МВт-час, но не реже 1 раза в год уточняется:

• эффективность органов регулирования;

• кривая энерговыработки;

• температурный эффект;

• отравление Xe;

• теплотехнические параметры.