
Крючков В.П. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК
.pdf
положительной реактивности, с выдержкой времени между шагами, для обеспечения надежного контроля роста нейтронного потока до нового уровня и для возможности точного расчета величины 1/М. Время стабилизации плотности потока нейтронов в глубокой подкритике принято считать равным (1 2) минутам. По мере приближения к критике оно увеличивается и может достигать нескольких десятков минут. Для РБМК вблизи критики следует считать безопасной выдержку времени на стабилизацию порядка (6 10) минут. На практике это достигается путём выполнения требования стабилизации показаний измерителя скорости счёта (ИСС).
18.1.2. Процесс выхода реактора в критическое состояние
Во время вывода реактора в критическое состояние коэффициент неравномерности нейтронного потока не должен превышать 3,5. Однако из-за отсутствия соответствующей возможности надежно регистрировать неравномерность распределения нейтронного потока коэффициент неравномерности обычно определяется расчетным путем на каждом этапе извлечения стержней.
Важность надежного определения коэффициента неравномерности при выходе в критическое состояние определяется следующими соображениями. Из физики реактора известно, что "вес" любого поглотителя в реакторе пропорционален квадрату относительного потока в месте расположения поглотителя, а именно
|
|
~ |
Ф2 |
||
погл. |
(18.1.3) |
||||
|
|
|
|
2 |
|
|
|
Ф |
По определению коэффициент неравномерности равен отношению максимального потока к среднему:
Kr |
max |
|||
|
|
|
(18.1.4) |
|
|
|
|
||
|
||||
|
|
Откуда следует, что отношение максимального и среднего по эффективности "весов" стержней при коэффициенте неравномерности равном, например, 4,5 равно:
max K2r 20
Таким образом, простая оценка, проведенная на основе простых качественных рассуждений, свидетельствует о том, что в реакторе РБМК-1000 в холодном разотравленном подкритическом и близком к критическому состояниях веса стержней могут превышать средний вес стержня в десятки раз. Учитывая, что в реакторе РБМК1000 активная зона содержит около 80 критических масс, строгое соблюдение порядка извлечения стержней при выходе в критическое состояние с обязательной регистрацией коэффициента неравномерности является непременным условием обеспечения безопасности при эксплуатации реактора в подкритическом состоянии и при выходе на МКУ.
При подъеме мощности при выводе реактора в номинальный режим, вступают в действие связанные с мощностью эффекты реактивности, в основном – отравление, размножающие свойства отдельных районов зоны снижаются и выравниваются, и эти отдельные части становятся взаимосвязанными. Кроме того, система автоматического регулирования стремится поддержать коэффициент неравномерности на заданном уровне Кr 1,4. Поэтому вес стержней в реакторе, работающем на мощности, отличается не более
чем в 2 раза (К2r 1,42 2.0)
161

Определение порядка извлечения стержней СУЗ и их критического положения является важной частью безопасного пуска. При извлечении стержней СУЗ необходимо обеспечить достаточную неравномерность распределения нейтронного потока по радиусу и минимально возможную деформацию распределения нейтронного потока при сбросе стержней СУЗ для измерения подкритичности (обеспечивается лучшее приближение к точечному реактору и большая точность измерения подкритичности с помощью реактиметра).
Эти задачи решаются при определении порядка извлечения стержней СУЗ с использованием соответствующей программы. Алгоритм расчета обеспечивает равномерное извлечение стержней поочередно в каждом квадранте в тех местах, где есть локальные провалы в распределении нейтронного потока. Для этой цели используются программа МКУ, а в последнее время и программа SADCO (см. разд.17).
Для определения критического положения стержней СУЗ в эксплуатационной практике используются способы сравнения текущего состояния реактора с известным предыдущим критическим состоянием и учетом изменения коэффициента размножения за счет эффектов реактивности:
сравнение критического состояния перед остановом на энергетическом уровне мощности с текущим состоянием и учетом эффектов реактивности (снижение мощности, расхолаживание, разотравление и др.);
сравнение двух подкритических состояний по величине коэффициента размножения с учетом разницы в отравлении Хе, Sm, и температуры активной зоны;
сравнением двух критических состояний по величине коэффициента размножения с учетом разницы в отравлении Хе, Sm и температуры активной зоны.
Вопросы к разделу:Вывод реактора в критическое состояние
1. Что такое период реактора?
2. Что такое время установления подкритической плотности потока нейтронов?
18.2. Отравление реактора РБМК-1000 ксеноном и самарием
18.2.1. Стационарное отравление ксеноном
Как было показано в разделе 6, стационарное отравление Xe, , зависит от сечения поглощения нейтронов, обогащения топлива и плотности потока нейтронов (мощности реактора).
Снижение запаса реактивности за счет стационарного отравления в зависимости от уровня мощности реактора РБМК-1000 приведено на рис.18.3.
KXeстац(%)
3
2
1
N (%)
10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
Рис.18.3. Величина стационарного отравления 135Хе на разных уровнях мощности.
162

Как видно из рис.18.3, с увеличением мощности относительный рост стационарного |
||||||||||
отравления снижается. Так на мощности 50% NНОМ снижение запаса реактивности за счет |
||||||||||
стационарного отравления составляет 45,0 стержней РР. Подъем мощности еще на 50% |
||||||||||
(до 100% NНОМ) приводит к снижению запаса реактивности всего на 10 стержней РР. |
||||||||||
На рис.18.4 приведена зависимость снижения запаса реактивности неотравленного |
||||||||||
реактора при работе на различных уровнях мощности от времени работы. |
|
|
||||||||
KXeстац(%) |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
3 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
100% |
|
|
|
|
|
|
|
2 |
|
|
|
50% |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
25% |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
t, час |
4 |
8 |
12 |
16 |
20 |
24 |
28 |
32 |
36 |
40 |
44 |
Рис. 14.4. Отравление реактора 135Хе при работе на стационарном уровне мощности |
||||||||||
(100%, 50%, 25% от номинальной) |
|
|
|
|
|
|
|
Как следует из рис. 18.4, чем выше уровень мощности реактора, тем быстрее уменьшается запас реактивности. Так, при работе NНОМ в течение 10 часов запас реактивности снижается на 30 стержней РР, а при работе на 25% NНОМ только на 10 11 стержней РР.
С увеличением обогащения отравление Xe возрастает. Это объясняется тем, что при прочих равных условиях в двух реакторах с различными обогащениями и одинаковой загрузкой U235 доля поглощений в Xe меньше в том реакторе, где больше U238, который для тепловых нейтронов является поглотителем. Так, для чистого U235 стационарное отравление Xe стремится к 5%, а для естественного урана составляет 2,5%. Графики стационарного отравления используются в следующих случаях:
определение критического положения органов СУЗ при пуске реактора;
расчет дополнительного времени работы при снижении мощности;
оценка поведения органов регулирования после вывода реактора на мощность.
Вопросы к разделу:Стационарное отравление ксеноном
1.Как изменяется равновесная концентрация I и Xe с увеличением мощности?
2.Какой запас реактивности можно использовать на выгорание при снижении мощности со 100% до 70% NНОМ?
163

18.2.2. Нестационарное отравление ксеноном |
|
|
|
|
|
|
|||||
Для реактора РБМК-1000 расчеты стационарного и нестационарного отравления |
|||||||||||
реализованы в программе «POIS», которая позволяет рассчитать изменение реактивности |
|||||||||||
Xe(t) при произвольном изменении мощности во времени. |
|
|
|
|
|||||||
Для практического решения задач операторами используются графики отравления |
|||||||||||
ксеноном. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
На рис.18.5 представлены параметры йодных ям при снижении мощности. |
|||||||||||
KXeстац(%) |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
t(час) |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
10 |
|
|
|
|
|
|
|
|
tиmax.я. f(N1 0) |
|
9 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
8 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
7 |
|
3 |
|
|
|
|
|
tиmax.я. f(Nном N1) |
|
6 |
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
5 |
|
2 |
и.я. f (Nном N1) |
|
|
|
|
|
4 |
|
|||
|
|
|
|
|
|
3 |
|
||||
1 |
|
|
|
|
|
|
и.я. f(N1 0) |
2 |
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
N (%) |
10 |
20 |
30 |
40 |
50 |
60 |
70 |
80 |
90 |
100 |
|
Рис. 18.5. Параметры йодных ям после снижения мощности
Кривая и.я f (N1 0) позволяет определить максимальную глубину йодной ямы
в зависимости от мощности реактора перед остановом. Так, при останове на мощности 50% NНОМ глубина йодной ямы составляет ~1,1%, а при останове на 100% NНОМ - ~1,9%. При этом имеется в виду, что перед остановом реактор работал не менее 3 суток на данном уровне мощности и имел установившееся стационарное отравление;
Кривая tиmax.я. f (N1 0) позволяет определить время, когда наступает максимум нестационарного отравления. Так, при останове с 50% NНОМ tиmax.я. =6,2 часа, с номинальной мощности 8 часов;
Кривая и.я. f (Nном N1) позволяет определить глубину иодной ямы при снижении
мощности с номинальной до нового установившегося уровня. Так, при снижении с номинальной мощности до 60% NНОМ глубина иодной ямы составит 0,5%;
Кривая tиmax.я. f (Nном N1) позволяет определить время, когда наступает максимум нестационарного отравления. Так, при снижении мощности со 100% NНОМ до 60% NНОМ это время составляет 5,2 часов.
На рис.18.6 приведены кривые нестационарного отравления при снижении мощности с номинальной до 60% NНОМ (кривая 1) и 50% NНОМ (кривая 2) после срабатывания аварийной защиты.
164

0 |
2 |
4 |
6 |
8 |
10 |
12 |
14 |
16 |
18 |
t(час)
0,1
1
0,2
2
0,3
0,4
0,5
0,6
KXeнест(%)
Рис. 18.6. Изменение запаса реактивности при снижении мощности с NНОМ до 60% NНОМ и 50% NНОМ за счет нестационарного отравления ксеноном.
Из рисунка 18.6 видно, что потеря запаса реактивности за счет отравления составляет примерно 0,5% и 0,62% соответственно, и время, через которое наступает максимум нестационарного отравления, составляет 5 6 часов
Наличие йодной ямы накладывает следующие ограничения на режим эксплуатации реактора РБМК-1000:
после останова с мощности выше 50% NНОМ пуск реактора разрешается не ранее, чем через двое суток;
после останова с мощности 50% NНОМ и ниже пуск реактора разрешается после прохождения йодной ямы. Время, необходимое для прохождения йодной ямы определяется по программе «POIS».
Рис. 18.7. Время прохождения йодной ямы в зависимости от мощности перед остановом (время работы на мощности не менее трех суток)
На рисунке 18.7 приведена зависимость максимального времени, необходимого для прохождения йодной ямы в зависимости от мощности, на которой реактор работал до
165

заглушения. При этом считалось, что реактор работал перед остановом на данном уровне мощности не менее трех суток. При других режимах работы расчет необходимо проводить по программе «POIS».
На рисунке 14.8 для примера приведен график подъема мощности после ремонта и график отравления реактора. Из него можно сделать вывод, что при плавном подъеме мощности выбега положительной реактивности не наблюдается.
Графики нестационарного отравления Xe необходимы оператору для:
оценки возможности маневрирования мощностью реактора и исключения снижения запаса реактивности ниже 30 ст.РР;
расчета критического положения стержней СУЗ при пуске реактора:
оценки времени вынужденной стоянки при останове с мощностью 50% NНОМ и ниже;
N(мВт) 10-3 1
KXe(%) |
|
2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
3 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
2 |
2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
t(час) |
6 |
12 |
18 |
24 |
30 |
36 |
42 |
48 |
54 |
60 |
66 |
72 |
Рис. 18.8. Отравление реактора РБМК-1000 Xe135 в процессе подъема |
|
||||||||||
мощности после ремонта |
|
|
|
|
|
|
|
|
оценки дополнительного времени работы на пониженном уровне мощности.
При эксплуатации реактора РБМК-1000 необходимо помнить, что отравление реактора зависит так же и от распределения энерговыделения. При повышении мощности в отдельных районах наблюдается расстрел Xe, а затем наступает нестационарное отравление и снижение мощности. Возникают ксеноновые колебания. Период этих колебаний 6 10 часов. Для исключения этого необходимо поддерживать распределение энерговыделения в заданных пределах и не допускать больших перекосов, как по высоте, так и по радиусу реактора.
Вопросы к разделу: Нестационарное отравление ксеноном:
1.Почему после остановки реактора или снижения мощности происходит временное увеличение концентрации Xe?
2.Определить параметры йодной ямы при останове с 70% NНОМ?
166

18.2.3. Отравление реактора самарием |
|
|
|
|
|
|
|||||||||
Решение уравнений (6.5.1) и (6.5.2) позволяет оценить потерю реактивности при |
|||||||||||||||
отравлении 149Sm в любой момент времени t(c) до установления стационарного значения |
|||||||||||||||
определяется из соотношения: |
|
SmΦ0e Pm t |
|
|
|
||||||||||
|
|
|
(t) |
|
Pme SmΦ0 t |
|
|
|
(18.2.1) |
||||||
|
|
1 |
Pm |
Φ0 |
Pm |
Φ0 |
|
|
|
||||||
|
|
Sm |
|
0Sm |
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
Sm |
|
|
|
Sm |
|
|
|
|
Эта зависимость для реактора РБМК-1000 представлена в виде графика для различных |
|||||||||||||||
мощностей на рисунке 18.9. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
,% |
|
|
|
100%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,95 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
80%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
0,91 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
30%N |
||
|
|
70%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
0,78 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,65 |
|
|
60%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
25%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,52 |
|
50%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
15%N |
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,39 |
|
40%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,26 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
10%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,13 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
5%N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0 |
|
4 |
8 |
12 |
16 |
20 |
24 |
28 |
32 |
36 |
40 |
T(сут) |
||
Рис. 14.9. Отравление Sm в функции времени и мощности |
|
|
|
Как было показано в разд. 6.5, время установления равновесной концентрации
самария-149 |
0Sm обратно пропорционально мощности, то есть плотности потока |
||||||||||
нейтронов 0 |
|
нейтронов |
: |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
см2 с |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
tуст |
|
1020 |
сек |
1015 |
сут |
||
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
0 |
|
|
0 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
В реакторе РБМК-1000 отравление Sm достигает стационарного значения через 20 эфф сут. после первого пуска и сохраняется неизменным в течение всего срока службы реактора. Поэтому в настоящее время при расчете критического положения стержней СУЗ стационарное отравление Sm не учитывается.
18.2.4. Нестационарное отравление самарием.
При изменении мощности и особенно после остановки реактора нарушается
динамическое равновесие между скоростью появления 149Sm и 149Pm и скоростью его убыли из-за поглощения нейтронов. После остановки реактора убыль Sm (см.рис.6.2.120) прекращается, так как поток нейтронов практически равен нулю, а прибыль его из Pm продолжается до полного распада последнего. Практически через (4 5) TPm 8 10 суток распадается 90% Pm.
167

Увеличение подкритичности при накоплении Sm из распадающегося Pm после остановки реактора прометиевый (самариевый) провал п.п. прямо пропорционально мощности до остановки, которой соответствует установившаяся концентрация Pm.
|
|
W |
|
|
Pm |
|
Sm |
|
ΣUf |
235 |
Φ |
|
|
|
|
Sm |
Φ |
, |
(18.2.2) |
|
|
Pm |
|
|
ΣaU |
|
|
0Sm Sm |
|||||||||||
|
п.п. |
п.п. |
|
|
|
|
235 |
|
0 |
|
0 |
|
|
где - коэффициент теплового использования нейтронов.
Для решения задач на рисунке 18.10 дана зависимость прометиевого провала реактора РБМК-1000 от мощности, на которой до остановки установилась равновесная концентрация Pm.
10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
NT(%)
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
KXeнест(%) |
( п.п.) |
|
Рис. 18.10. Зависимость максимальной глубины «прометиевого провала» от мощности реактора до остановки
При остановке с любой мощности Ni, на которой реактор работал не менее 8 суток:
Ni |
ном |
Ni |
(18.2.3) |
|
|||
п.п |
п.п. Nном |
|
При работе на стационарной мощности менее 8 суток концентрация Pm не достигнет равновесного значения. Но так как всякому уровню мощности соответствует своя стационарная концентрация Pm, то можно любому значению концентрации Pm сопоставить мощность, при работе на которой в течение не менее 8 суток установилась бы данная концентрация Pm.
168

На рисунке 18.11 построена экспонента для T = 53 часа. |
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
KPm (tp ) |
Ni |
|
|
KSm(%) |
|
|
|
|
|
|
|
Kп.п. (tст ) |
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
Nном |
|||||
0,4 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,9 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,8 |
|
0,3 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,7 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,6 |
|
0,2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,5 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,4 |
|
0,1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,3 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,1 |
|
20 |
40 |
60 |
80 |
100 |
120 |
140 |
160 |
180 |
200 |
240 |
260 |
t(час) |
Рис. 18.11. Стационарная концентрация Pm в зависимости от |
|
|
||||||||||
мощности (T=53 часа) |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
По оси ординат в относительных единицах отложены концентрация Pm по отношению к стационарной:
KPm(tp) |
NPm(tp) |
(18.2.4) |
N0Pm |
для той мощности, на которой отработает в течение tp, и мощность по отношению к N0, на которой работает реактор N/N0. На этом графике каждому значению концентрации Pm соответствует мощность, на которой установилась бы такая концентрация Pm, если бы реактор работал на этой мощности в течение (4 5) TPm. Этот график также используется для определения прометиевого провала во время стоянки реактора (tст), так как увеличение подкритичности при отравлении Sm в прометиевым провале п.п. происходит со скоростью распада Pm, накопившегося к моменту остановки реактора, то есть со скоростью накопления Sm из распадающегося Pm:
NSm (tcт ) N0Pm (1 e tст ) |
(18.2.5) |
стремясь к максимальному значению п.п |
для той мощности, которой соответствует |
концентрация Pm в момент остановки: |
|
п.п. п.п (1 e Pmtст ) |
(18.2.6) |
С использованием этой кривой можно определить глубину прометиевого провала в любой момент после остановки реактора по соотношению:
п.п. Kп.п.(tст ) п.п. |
(18.2.7) |
В общем случае глубину прометиевого провала в любой момент времени tст после остановки реактора с мощности Ni на которой он работал в течение времени tp можно определить, используя рисунок 18.13, по формуле:
Ni |
(t |
ст |
) |
ном |
Ni |
K |
Pm |
(t |
p |
)K |
п.п. |
(t |
ст |
) |
(18.2.8) |
|
|
||||||||||||||||
п.п. |
|
|
п.п. N |
ном |
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
169

Значение п.п. определяется по графику на рис.18.10.
Рассмотрим пример:
Определим величину прометиевого провала через 50 часов после остановки с мощности N = 70%NНОМ, на которой работали 40 суток.
По графику на рис. 18.10 величина п.п.(70%) 0,32%.
По графику на рис. 18.11 Kп.п.(50 час) 0,52.
Величина прометиевого провала составит:
п50.пчасов. Kп.п. п.п. 0,32 0,52 0,156%
После очередного пуска прометиевый провал вследствие выгорания той части Sm, которая превышает равновесную, полностью исчезнет и отравление снова установится на стационарном уровне.
Уменьшение отравления Sm вследствие его выгорания происходит по экспоненциальному закону:
|
(t) |
Sm* |
exp( Sm 0t) Sm* |
exp( 0,693 t |
T* |
), |
|
Sm |
|
|
|
|
где *Sm отравление в момент пуска реактора;
Sm микроскопическое сечение поглощения Sm;
Ф0 плотность потока нейтронов;
TSm* эффективный период полувыгорания Sm.
Эффективный период полувыгорания Sm, характеризующий скорость уменьшения его вследствие радиационного захвата нейтронов при работе на мощности с плотностью потока нейтронов Ф0 равен:
T* |
|
0,693 |
|
0,693 |
|
16 1013 |
, сут. |
|
|
|
|||||
Sm |
|
*Sm |
Sm 0 |
|
0 |
|
|
|
|
|
|
Величина TSm* в зависимости от уровня мощности находится в пределах 4 10 суток.
При изменении мощности временно изменяется концентрация Sm, что обусловлено нарушением динамического равновесия между его прибылью и убылью. Скорость убыли непосредственно связана с потоком нейтронов (мощностью), а прибыли с периодом полураспада Pm. Увеличение мощности сопровождается временным высвобождением запаса реактивности, а уменьшение потерей, что по аналогии с йодной ямой можно назвать прометиевой ямой. Из-за малости этого эффекта существенного влияния на работу реактора он не оказывает.
Так как |
п.п. |
|
0Xe |
, то иметь дополнительный запас реактивности на компенсацию п.п. |
нет необходимости.
Графики нестационарного отравления Sm и зависимости, характеризующие величину и скорость изменения отравления необходимы для расчета критического положения СУЗ при очередных пусках реактора и оценки возможности маневрирования мощностью при малом запасе реактивности.
170