- •Учебное пособие по физике реактора (проект) содержание.
- •1. Основы теории реакторов.
- •1.1. Деление ядер под действием нейтронов.
- •1.1.1. Строение атома. Изотопы.
- •1.1.2. Дефект массы, энергия связи, энергия деления.
- •1.1.3. Радиоактивность.
- •1.1.4. Ядерные реакции. Сечения взаимодействия.
- •1.1.5. Замедление и диффузия нейтронов.
- •1.2 Коэффициент размножения.
- •1.2.1 Коэффициент размножения в бесконечной среде.
- •1.2.2. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах .
- •1.2.3. Вероятность избежать резонансного поглощения .
- •1.2.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов .
- •1.2.5. Число быстрых нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон.
- •1.2.6. Утечка нейтронов. Коэффициент размножения.
- •1.3. Реактивность.
- •1.4. Регулирование яр.
- •1.4.1. Параметры, определяющие мощность яр и скорость ее изменения.
- •1.4.2. Кинетика реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Период реактора.
- •1.4.3. Критичность на мгновенных нейтронах.
- •2. Пространственное распределение энерговыделения в реакторе.
- •2.1. Общие положения.
- •2.2. Макрораспределение энерговыделения.
- •2.3. Микрораспределение энерговыделения.
- •2.4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны.
- •2.5. Система внутриреакторного контроля.
- •3. Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •3.1. Температурный эффект реактивности.
- •3.1.1. Плотностной температурный эффект реактивности.
- •3.1.2. Мощностной эффект реактивности.
- •3.2. Барометрический эффект реактивности.
- •3.3. Борный эффект реактивности.
- •3.4. Влияние коэффициентов реактивности на динамику и безопасность реактора.
- •3.5. Выгорание, шлакование и воспроизводство ядерного топлива.
- •3.6. Отравление реактора ксеноном ( Хе-135 ).
- •3.6.1. Стационарное отравление Хе-135.
- •3.6.2. Нестационарное отравление ксеноном.
- •3.7. Отравление реактора самарием ( Sm-149 ).
- •4. Нфх активной зоны ввэр-440.
- •5. Таблица допустимых режимов эксплуатации ру.
- •5.1 Расходы через твс и реактор.
- •5.2. Допустимая мощность.
- •5.3. Допустимые подогревы в центральных и периферийных твс.
- •5.4. Допустимый подогрев теплоносителя на реакторе.
- •5.5. Влияние частоты сети на температуру.
- •6. Вопросы обеспечения ядерной безопасности.
- •6.1. При пуске яр.
- •6.2. При перегрузке и работе с твс.
- •6.3. При хранении и отправке отработанного ядерного топлива.
- •6.4. Характерные моменты обеспечения ядерной безопасности при использовании твс с обогащением 4,4%.
- •7. Конструкция и характеристики активной зоны реактора и ее компонентов.
- •7.1. Корпус реактора.
- •7.2. Верхний блок.
- •7.3. Внутрикорпусные устройства.
- •7.4. Активная зона.
- •8. Некоторые особенности эксплуатации энергоблоков каэс.
- •8.1. Кассеты-экраны блоков 1 и 2.
- •8.2. Топливо обогащением 4,4% на блоке 3.
- •Список литературы
5.4. Допустимый подогрев теплоносителя на реакторе.
Расчет допустимого подогрева производится в следующей последовательности:
1) Выбор исходных данных для расчета:
- допустимая тепловая мощность реактора Nрдоп , Мвт (рассчитывается по формуле 5.3.);
- расход теплоносителя через реактор Qр=41800 м3/час (для каждого блока Qр берется из соответствующей таблицы допустимых режимов. В свою очередь, Qр для таблицы допустимых режимов определяется исходя из тепловых балансов);
- средняя температура на входе в реактор tвх.=266^С;
- теплофизические свойства воды для Р1к=125кгс/см2: t(^С); i(ккал/кг); v(м3/кг).
2) Определение перепада энтальпии на реакторе:
i р= Nрдоп•V(t вх )/Qp (5.8.)
3) Определение средней энтальпии теплоносителя на выходе из реактора:
i вых = iвх(tвх ) +iр(5.9.)
4) Определение по таблицам термодинамических свойств воды и водяного пара значения средней температуры теплоносителя на выходе из реактора:
tвых = (iвых )
5) Определение допустимого подогрева теплоносителя на реакторе:
tрдоп = tвых - tвх (5.10.)
5.5. Влияние частоты сети на температуру.
Согласно формуле 5.8. перепад энтальпии на реакторе i обратно пропорционален расходу теплоносителя через него Q :
i р~ 1/Qр
Учитывая, что в рабочей области теплофизических величин iр ~ tр , правомерно записать:
tр ~ 1/Qр (5.11.)
Расход через реактор равен сумме расходов через ГЦН:
6
Qр = Qi (5.12.)
i=1
Величина истинного расхода теплоносителя через ГЦН определяется по формуле:
Q ист. = Q изм.•270/изм•(fo/fизм)2 (5.13.),
где Q изм. - измеренное значение расхода через ГЦН;
- плотность воды при t=270^С и Р 1к.=125кгс/см2;
- фактическая плотность воды при измерениях;
fo - номинальная частота сети (50Гц);
fизм- частота сети в энергосистеме на момент измерений.
Из выражения 5.13. следует, что Q 1/ , а значит, учитывая 5.11. и 5.12., справедливо соотношение:
t р~ fизм2 (5.14.)
То есть увеличение частоты сети ведет к росту подогрева на реакторе и наоборот.
Особенно важно учитывать эту зависимость оперативному персоналу, эксплуатирующему энергоблоки с реакторами проекта В-230, где установлены ГЦН-310.
При использовании в технологических схемах ВВЭР безинерционных ГЦН-310 одним из важных вопросов, определяющих надежность охлаждения твэлов активной зоны в переходных режимах, являются условия работы ГЦН при понижении значения и частоты питающего напряжения при их совместной работе с генераторами собственного расхода(ГСР) в режиме механического выбега с турбогенераторами. Требуемая длительность работы ГЦН в режиме механического выбега генератора должна быть достаточной для обеспечения охлаждения активной зоны до перехода ЯР на режим естественной циркуляции (в режиме естественной циркуляции при всех подключенных петлях обеспечивается снятие < 10% тепловыделения активной зоны).
При работе ЯР на мощности могут иметь место случаи отключения нескольких или, что еще опаснее, всех ГЦН. Уменьшение расхода теплоносителя ведет к росту t^ в активной зоне (см. выражение 5.11.), притом он тем больше, чем больше ГЦН отключается. Если при этом сохранять номинальный уровень мощности, то может возникнуть кризис теплообмена на поверхности твэлов. Наиболее тяжелым является режим отключения 6-ти ГЦН, т.к. он сопровождается наиболее быстрым и значительным снижением расхода теплоносителя через активную зону (см. рис. 5.5.). Авария с одновременным отключением шести ГЦН привела бы к тяжелым последствиям для активной зоны, т.к. скорость уменьшения расхода теплоносителя много больше, чем скорость снижения тепловой мощности. Поэтому для снижения вероятности потери шести ГЦН их электропитание организуют таким образом, чтобы имелось 3 независимых источника (ГСР, ТСР, РТ). В том же случае, когда возможна потеря шести ГЦН (например, 2 ГЦН запитаны от ГСР и 4 ГЦН от РТ, или 4 ГЦН запитаны от ТСР и 2 от РТ), мощность ЯР поддерживается существенно ниже номинальной - 35%. На рис.5.6. представлено изменение тепловой мощности реактора и допустимой мощности по отсутствию объемного кипения на выходе из ТВС. Из рисунка видно, что исходная мощность = 35%Nном. выбрана на пределе допустимой. В случае увеличения исходной мощности, при отключении шести ГЦН, возникнет кризис теплообмена на поверхности твэлов (график 1 будет лежать выше графика 2).
В таблицах допустимых режимов эксплуатации блоков 3 и 4 (проекты В-213) отсутствует зависимость тепловой мощности ЯР от схемы питания ГЦН в связи с использованием инерционных ГЦН-317. Мощность ЯР для этих блоков полностью определяется числом подключенных петель по формуле:
Nдоп = (100/6•n) • N (5.15.),
где n - число ГЦН, находящихся в работе.
Примеры таблиц допустимых режимов даны:
- для ЯР проекта В-213 в табл.5.1.;
- для ЯР проекта В-230 в табл.5.2.
Таблица 5.1.
Таблица допустимых режимов эксплуатации блока 3 Кольской АЭС
( Р1=125 кгс/см2; Твх=<268^С; F=50 Гц ).
Кол-во работающих ГЦН |
6 |
5 |
4 |
3 |
|
Допустимая тепловая мощность реактора, Мвт % |
1375 100 |
1141 83 |
921 67 |
688 50 |
|
Расход теплоносителя через реактор, м3/час |
40850 |
37000 (34760) |
31500 (27640) |
25000 (20300) |
|
Средний подогрев теплоносителя в реакторе, ^C |
29.8 |
27.6 (26.7) |
26.0 (25.1) |
24.5 (23.2)
|
|
Макс. подогрев теплоносителя в центральных кассетах, ^C |
42.0 |
38.7 |
36.9
|
34.8
|
|
Макс. подогрев теплоносителя в периферийных кассетах, ^C |
Группа А
Группа Б
Группа В |
30.6
32.5
35.3 |
28.2
29.2
32.5 |
26.8
28.4
30.9 |
25.3
26.8
29.2
|
Координаты периферийных кассет в активной зоне |
Группа А
Группа Б
Группа В |
11-62, 03-54, 02-51, 02-35, 03-32, 11-24, 22-35, 22-51, 01-46, 01-40, 08-25, 16-25, 19-58, 16-61 10-61, 04-55, 04-31, 10-25, 22-37, 22-49, 07-60, 06-59, 06-27, 18-27, 23-42, 23-44 09-60, 02-47, 02-39, 09-26, 15-26, 19-30, 19-56, 15-60 |
|||
ПРИМЕЧАНИЕ:
1. В случае уменьшения частоты в системе ниже 50 Гц разрешается увеличивать подогрев теплоносителя в реакторе пропорционально изменению частоты (в диапазоне 49-50 Гц), но не более 30.4^С.
2. В зависимости от допустимой и текущей тепловой мощности реактора коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны (без учета распределения по ТВЭЛ) должен удовлетворять соотношению Kv<1.9 Nдоп/Nтек, но не более 2.5.
3. Оперативный контроль за тепловой мощностью реактора. коэффициентами неравномерности и подогревами осуществляется по показаниям СВРК "Гиндукуш".
4. При частичных разгрузках, приведенные в скобках данные соответствуют состоянию РУ, в котором на каждой неработающей петле обе ГЗЗ - открыты, а соответствующие им данные без скобок - состоянию РУ. в котором неработающие петли находятся в состоянии "горячего" резерва.
Таблица 5.2.
Режимы работы ВВЭР-440 блока 1 Кольской АЭС (Р1к=125 кгс/см2, Твх###268###С, f=50 Гц)
+---------------------------------------------------------------------------------------------------------------+
¦Число работающих ГЦН ¦ ¦ 6 ¦ 5 ¦ 4 ¦ 3 ¦
+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦
¦Суммарная ¦м3 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦производительность ¦час¦ 40800(100%) ¦ 37470(91.8%) ¦ 32540(79,8%) ¦ 22770(55,8%) ¦
¦работающих ГЦН ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦
¦Схема ¦ГСР¦ 4 2 4 0 2¦ 3-4 2-42* 1 2232*21 0 ¦ 322* 31-2 21 0 ¦ 2* 31-2 1-2 0 ¦
¦питания ¦ТСР¦ 1-2 2-40 0-40¦ 1-2 0-21 1-43100 000-4¦ 121 01-2 000-4¦ 1 01-2 0 0-3¦
¦ГЦН ¦ТР ¦ 0-1 0-22 2-64¦ 0 1 2 0-30223 341-5¦ 101 11-2 230-4¦ 0 00-1 1-20-3¦
+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦
¦Допустимая тепловая ¦МВт¦1375 1100 480¦1100 825 620 410 ¦ 690 480 345 ¦ 480 345 140 ¦
¦мощность реактора ¦ % ¦ 100 80 35 ¦ 80 60 45 30 ¦ 50 35 25 ¦ 35 25 10 ¦
+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦
¦Допустимый средний подогрев ¦^C ¦29.9 23.9 10.4¦26.5 19.9 14.9 9.9 ¦ 19.6 13.7 9.8 ¦18.7 13.5 5.4 ¦
¦теплоносителя в реакторе ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦
¦Допустимый средний подогрев тепло-¦^C ¦41.2 33.0 14.4¦36.1 27.2 20.5 13.7 ¦ 26.8 18.9 13.5 ¦25.6 18.6 7.5 ¦
¦носителя в центральных кассетах ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦
¦Допустимый по- ¦Расчетный но- ¦18 ¦^C ¦32.4 25.9 11.3¦28.7 21.6 16.2 10.8 ¦ 21.3 14.9 10.6 ¦20.3 14.5 5.9 ¦
¦догрев тепло- ¦мер кассет в ¦27 ¦^C ¦29.7 23.4 10.2¦25.9 19.4 14.6 9.7 ¦ 19.1 13.4 9.6 ¦18.3 13.2 5.3 ¦
¦носителя в пе- ¦шестиугольной ¦34 ¦^C ¦31.4 25.1 11.0¦27.8 20.9 15.6 10.4 ¦ 20.6 14.4 10.3 ¦19.6 14.2 5.7 ¦
¦риферийных ¦симметрии ак- ¦40 ¦^C ¦31.8 25.5 11.1¦28.1 21.2 15.8 10.5 ¦ 20.8 14.6 10.4 ¦19.6 14.4 5.8 ¦
¦кассетах ¦тивной зоны ¦46 ¦^C ¦32.0 25.6 11.2¦28.3 21.3 16.0 10.6 ¦ 21.0 14.7 10.5 ¦20.0 14.5 5.8 ¦
+---------------------------------------------------------------------------------------------------------------+
Примечания:
1. "*" - питание ГЦН осуществляется от разных ГСР.
2. В случае уменьшения частоты в системе ниже 50 Гц разрешается увеличивать подогрев теплоносителя в реакторе пропорционально изменению частоты (в диапазоне 49-50 Гц), но не более 30,5^С.
3. Тепловая мощность реактора должна поддерживаться АРМ для данной схемы питания и числа работающих ГЦН.
4. При частичных нагрузках приведенные в таблице параметры соответствуют закрытой ГЗЗ на петле с отключенным ГЦН.
