- •А.И. Охрименко
- •Г.Димитровград
- •Предисловие.
- •1. Введение
- •1.1. Типы ядерных реакторов и основные процессы в них
- •1.2. Основные ядерные реакции. Поглотитель. Отражатель. Активная зона реактора.
- •1.3 Источники нейтронов, детекторы нейтронов.
- •1.4. Микроскопическое сечение ядерных реакций.
- •1.5. Простейшее уравнение баланса нейтронов. Коэффициент размножения бесконечной среды. Концентрация ядер, макроскопическое сечение. Скорость реакции, поток нейтронов.
- •1.6. Эффективный коэффициент размножения, вероятность избежать утечки, реактивность реактора.
- •1.7. Замедление нейтронов, спектр нейтронов, классификация реакторов по спектру.
- •1.8. Мощность реактора.
- •2. Структура активной зоны реакторов на тепловых нейтронах и ее характеристики.
- •2.1 Схема реактора
- •2.2. Пример реакторной установки с корпусным водо-водяным реактором для выработки электроэнергии.
- •2.3. Особенности промышленных энергетических ядерных реакторов.
- •2.4. Формула четырех сомножителей.
- •2.5. Спектр нейтронов и коэффициент размножения бесконечной гетерогенной среды.
- •2.6. Формула шести сомножителей.
- •Отдельные величины формулы четырех сомножителей
- •Расширение k до kэфф
- •1080 Нейтр
- •22 Нейтр
- •200 Нейтр.
- •599 Нейтр.
- •2.7. Зависимость р и f от коэффициента замедления.
- •2.8 Обусловленное выгоранием изменение произведения рf
- •2.9 Распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
- •2.9.1 Грубое представление
- •2.9.2 Точное представление
- •2. 10 Построение размножающей сборки
- •3 Коэффициенты реактивности
- •3.1 Общие положения
- •3.2. Положительный и отрицательный коэффициенты реактивности.
- •3.3. Температурный коэффициент топлива (коэффициент Доплера).
- •3.4 Температурный коэффициент замедлителя Гтм
- •3.5 Пустотный коэффициент
- •3.6. Мощностный коэффициент.
- •3.7 Баланс реактивности.
- •3.8. Средства управления реактивностью
- •4. Кратковременные переходные процессы в реакторе
- •4.1 Общие положения
- •4.2 Нарастание потока нейтронов за счет мгновенных нейтронов.
- •4.3 Запаздывающие нейтроны
- •Данные запаздывающих нейтронов для случая деления lj-235 на тепловых нейтронах.
- •4.4. Нарастание потока нейтронов за счет запаздывающих нейтронов
- •4.5 Важные понятия
- •4.6 Временной режим подкртической системы
- •1 Момент изменения реактивности
- •4.7 Временной режим реактора при весьма малой мощности
- •4.8. Временной режим реактора при работе на мощности.
- •4.9. Временной режим реактора после отрицательного скачка реактивности
- •1 Момент изменения реактивности
- •5. Долговременные процессы в реакторе
- •5.1 Общие положения
- •5.2 Выгорание твэлов
- •5.3. Отравление ксеноном
- •5.4. Отравление самарием
- •5.5 Конверсия и воспроизводство.
- •5.5.1. Оценка коэффициента воспроизводства.
- •5.5.2.Связь между критичностью и коэффициентом воспроизводства.
- •6. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах.
- •6.1. Факторы, определяющие спектр нейтронов в активной зоне быстрого реактора.
- •6.2. Обогащение ядерного топлива в быстром реактора.
- •6.3. Структура активной зоны быстрого реактора и ее размеры.
- •6.4. Плотность тепловыделения, выбор теплоносителя и компоновка энергетического быстрого реактора.
- •6.5. Управление быстрым реактором.
- •6.5.1. Роль запаздывающих нейтронов.
- •6.5.2 Коэффициенты реактивности и контроль быстрого реактора.
- •6.5.2.1. Доплеровский коэффициент реактивности
- •6.5.2.2 Температурный коэффициент реактивности теплоносителя.
- •6.5.2.3. Температурные коэффициенты реактивности топлива и конструкционных материалов
- •6.5.3 Средства управления реактивностью
- •6.5.3.1 Два вида управляющих стержней
- •6.5.3.2 Материал управляющих стержней
- •6.5.3.3 Эффективность управляющих стержней
- •Причины изменения реактивности
- •Требования к эффективности регулирующих стержней, стержней останова, и аварийных стержней
- •6.6. Превращение актинидов.
- •6.6.1 Долгоживущие продукты деления и актиниды
- •6.6.2. Выжигание актинидов в ядерных реакторах.
- •6.7. Радиационная защита.
- •6.8. Сравнение быстрых реакторов с тепловыми.
- •7. Историческая справка (заключение).
- •Литература
2.8 Обусловленное выгоранием изменение произведения рf
Как было указано в п.2.3 выгорание - это понятие, характеризующее факт значительного уменьшения делящегося вещества после длительного периода эксплуатации реактора. Цикл - это интервал времени от момента начала работы реактора со свежезагруженным топливом до момента, когда это топливо выгорит до такой степени, что возникнет необходимость в загрузке свежего топлива. Таким типичным интервалом является год.
Для компенсации эффекта выгорания в начале цикла используются поглотители, которые введены в активную зону. Для этих целей в промышленных ВВР и ВК используются различные поглотители (см. п. 2.3).
Водо-водяные реакторы: В водо-водяных реакторах в начале цикла в теплоноситель добавляется некоторое количество борной кислоты. Бор является сильным поглотителем тепловых нейтронов. По мере выгорания топлива содержание бора в теплоносителе соответственно убирается вплоть до нуля к концу цикла. Добавка бора приводит к (желаемому) сильному снижению коэффициента использования тепловых нейтронов f и изменению его зависимости от коэффициента замедления. Эта зависимость для двух различных концентраций бора показана на рис. 2.13.
Р
ис.
2.15. Характер изменения pf
или k
в зависимости от коэффициента
замедления при
различных концентрациях бора.
m0 - заданный конструкцией замедления для рассматриваемого ВВР.
В отличие от двойного логарифмического представления, показанного на рис. 2.12-2.14, шкалы имеют линейные деления. Соответственно изменилась форма кривой.
Рис. 2.14 относится к теплоносителю без добавки бора; добавка бора приводит к изменению формы и положения кривой. На рис. 2.15 показано, что с увеличением концентрации максимум смещается к меньшим значениям k и влево (к меньшим значениям m). Таким образом, если хотят, чтобы реактор постоянно работал в недозамедленном режиме, то нельзя завышать добавку борной кислоты, потому что в противном случае максимум кривой сместится влево за конструктивно обусловленное значение m0.
Необходимо, далее, иметь в виду, что постоянное значение m0 для горячего реактора, из-за меньшей плотности воды, лежит левее, чем для холодного, поэтому достаточно, чтобы условие недозамедления выполнялось для реактора только в рабочем состоянии, т.е. для горячего реактора. Фактически для ВВР в холодном состоянии и при максимальной концентрации бора (в начале цикла перед подъемом мощности концентрация бора ок. 1 300 частей на миллион) мы будем находиться справа от максимума. Этот момент будет подробно рассматриваться в п. 3 пособия.
По мере выгорания происходит соответствующее снижение концентрации бора и к концу цикла она сводится к нулю. Тем самым максимум (рис. 2.15) смещается вправо, а реактор все более переходит в недозамедленную область.
Кипящие реакторы: В кипящем реакторе использовать добавку бора в теплоноситель для компенсации выгорания не представляется возможным. Здесь для этой цели используются поглощающие (отравляющие) листы размещенные между твэлами. Эти компоненты с поглощающими веществами (например, бором), в течение цикла постепенно выгорают, вводя таким образом положительную реактивность. Остальная часть компенсации выгорания обеспечивается управляющими стержнями, которые заполнены бором и также находятся между твэлами. В начале цикла они глубоко введены в активную зону и по мере выгорания постепенно выводятся, приближаясь к концу цикла к позиции полного выведения.
За счет выведения управляющих стержней во время цикла изменяется коэффициент замедления: он увеличивается, потому что зазоры управляющих стержней заполняются водой. В начале цикла система является недозамедленной как в холодном, так и в горячем состоянии (т.е. при рабочей температуре), а к концу цикла это будет относиться только к горячему состоянию. К концу цикла в холодном состоянии (m больше, чем в горячем состоянии, система более замедлена) система может перейти в перезамедленную область. С точки зрения безопасности системы это допустимо, т.к. решетка топливных стержней (в пределах твэла) сама по себе, без воды в зазорах управляющих стержней, по-прежнему остается недозамедленной и в холодном состоянии, а температура воды в зазорах лишь с большой задержкой следовала бы за повышением температуры в твэлах. Дополнительная информация по этому вопросу также дается в п. 3 пособия.
Проведенное рассмотрение в п.п. 2.5, 2.7 и 2.8 относилось к бесконечной гетерогенной размножающей среде и, в частности, касалось вопроса о пространственно-энергетическом распределении нейтронов в ней (рис. 2.10). В реальном гетерогенном реакторе (среде конечных размеров) пространственно-энергетическое распределение потока нейтронов значительно сложнее и может быть рассмотрено в два этапа.
