- •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
6. Вопросы обеспечения ядерной безопасности.
6.1. При пуске яр.
Под пуском реактора понимается вывод его из подкритического в критическое состояние, а затем и надкритическое состояние с допустимым периодом разгона до уровня мощности, регистрируемого пусковой аппаратурой. Первый (физический) пуск ЯР имеет свои особенности и проводится по специальной программе. Здесь же рассматриваются повторные пуски, проводимые после плановых и аварийных остановов ЯР.
Сложность пуска обусловлена большой разницей между плотностью потока нейтронов в заглушенном подкритическом реакторе и той, которую начинают контролировать пусковые приборы. По причине сравнительно низкой чувствительности штатной аппаратуры контроля нейтронного потока к плотности нейтронного потока, создаваемого спонтанным делением ядер урана, приборы не могут зафиксировать переход через критическое состояние, а регистрируют только подкритическую плотность потока нейтронов. Таким образом, существует возможность того, что на неконтролируемом участке нарастание мощности будет идти с недопустимо большой скоростью (т.е. с малым значением Т). Такой режим представлен на рисунке 6.1.( увеличение мощности с периодом Т2 ). Для момента введения реактивности на шаге +3 нарастание мощности не контролируется и идет недопустимо быстро.
На рассматриваемом рисунке представлена зависимость изменения мощности N от реактивности р в подкритическом и надкритическом состояниях при пуске ЯР. Пуск осуществляется шаговым подъемом поглотителей с высвобождением р и выдержкой времени r между шагами . Чувствительность штатной пусковой аппаратуры контроля нейтронного потока соответствует величине NМКУ.
Для обеспечения безопасности пуска ЯР на практике используют следующие приемы:
1. Увеличивают чувствительность пусковой аппаратуры (на рис.6.1. это соответствует N*МКУ < NМКУ ), т.е. уменьшают диапазон неконтролируемого увеличения мощности при пуске. В этом случае при той же программе высвобождения мощность достигнет контролируемого уровня раньше (в нашем примере - при подкр.4).
Такой метод используют в исследовательских реакторах и критсборках. У него есть существенный недостаток: увеличение чувствительности нейтронных детекторов снижает их надежность.
На энергетических реакторах применяют разделение системы контроля и защиты по параметрам нейтронного потока на диапазоны в зависимости от чувствительности датчиков. На ВВЭР-440 эти диапазоны следующие:
- диапазон источника (ДИ), Ф=0,1-105 нейтр./см2•с;
- промежуточный диапазон (ДП), Ф=104 -1010 нейтр/см2•с; 8 11 2
- энергетический диапазон (ДЭ), Ф=108 -1,2•1011 нейтр./см2•с. Соседние диапазоны должны перекрываться.
2. Увеличивают мощность внутреннего источника нейтронов (также используется в исследовательских ЯР и критсборках). Этот метод осуществляется введением в активную зону постороннего источника нейтронов. На рис.6.1 показано, как при той же чувствительности пусковой аппаратуры NМКУ ЯР выходит на МКУ при подк.4 , когда Nподкр.4` > NМКУ .
Сразу после останова из-за фотонейтронов и запаздывающих нейтронов нет необходимости в постороннем источнике, и весь процесс пуска контролируется оператором.
3. Поднимают органы компенсации реактивности по разработанной программе (так же, по программе, производится и водообмен).
Эта программа предусматривает такую скорость высвобождения , чтобы мощность N после перехода через критическое состояние успевала увеличиться до контролируемого уровня раньше, чем будет высвобождена опасная реактивность. При этом необходимо помнить, что чем ближе ЯР к критическому состоянию, тем быстрее нарастает мощность при постоянной скорости увеличения (сравните на рис.6.1 приращение мощности при ш =под2 и ш =под3
Это значит, что программа подъема органов компенсации (водообмена) должна предусматривать уменьшение скорости высвобождения р по мере приближения к предполагаемому(рассчитанному) критическому положению ОР СУЗ (СН3ВО3кр). Снижение скорости ввода осуществляется либо уменьшением шага , либо увеличением времени выдержки между шагами (на рис.6.1 - с r до rвыд ). Благодаря этому мощность в подкритическом состоянии ЯР успевает увеличиться до более высокого контролируемого уровня Nмку при меньшем значении подкритичности , что означает вывод ЯР на МКУ с большим периодом (рис.6.1 Т1 >Т2 ).
Для обеспечения ядерной безопасности при пуске ВВЭР-440 после аварийного останова применяется рассмотренный выше пошаговый ввод реактивности. Согласно программе подъем 1-5 групп кассет АРК производится шагами по 12,5 см с выдержкой времени между ними по 1-й минуте. Пусковую (6-ю) группу АРК поднимают шагами по 5 см, при этом дают выдержку времени между шагами до установления Т>150 cек. В случае если оператор контролирует плотность нейтронного потока по штатной аппаратуре (выход на МКУ в течение часа после срабатывания АЗ) из-за наличия фотонейтронов и запаздывающих нейтронов, возможно поднятие 6-й группы АРК по программе взвода групп 1 - 5. При этом нельзя допускать уменьшения периода менее
60 сек.
При подготовке к пуску ЯР после планового останова необходимо произвести расчет критической концентрации борной кислоты с учетом текущей и ожидаемой в момент пуска температуры теплоносителя (см. раздел 4). При СН3ВО3кр < CН3ВО3тек после подъема 1-5 групп АРК на ВКВ, а 6 группы до 50-200 см реактор остается подкритичным, и дальнейшие пусковые операции связаны с проведением водообмена (ФСД СВО-1 уже насыщены бором). Ядерная безопасность при выводе ЯР на МКУ водообменом обеспечивается регулированием скорости введения положительной реактивности согласно программе. Первоначально осуществляется программа "большого" борного регулирования - водообмен с расходом до 50 т/час (для В-213) или до 18 т/час (для В-230). При достижении концентрации НзВОз в 1 контуре на 1г/кг выше пусковой расчетной перейти на осуществление программы "малого" борного регулирования - водообмена с расходом до 6 т/час (для В-230 и В-213). При выходе реактора на МКУ водообмен прекратить.
Для компенсации неточности определения критической концентрации НзВОз вводится понятие "пусковой интервал". Пусковой интервал принимается равным (при Н6 гр =50-100 см) 0,0075 относительных единиц реактивности.
Контроль за пуском ЯР осуществляется прежде всего по аппаратуре контроля за плотностью нейтронного потока и скоростью его изменения (периоду). Оператору следует помнить, что первым выход на МКУ зафиксирует прибор контроля за периодом. Если после введения положительной реактивности показания прибора по периоду возвратятся на , то ЯР подкритичен, если останется показание Т< , - надкритичен, при этом изменение показания прибора контроля мощности почти незаметно. На практике для энергетических реакторов под выходом на МКУ подразумевают вывод их в критическое или подкритическое состояние с максимальным надежно контролируемым периодом.
