Ядерные энергетические реакторы

зоны (и отражателя). В соответствии с этим различают: ядерный температурный коэффициент, который отражает влияние температуры на микроскопические эффективные сечения; плотностной температурный коэффициент реактивности, отражающий влияние температуры на реактивность через количество ядер вещества в единице объема, и объемный, отражающий влияние на реактивность изменения объема активной зоны от температуры.

Изотопный состав ядерного горючего во время кампании реактора непрерывно изменяется. В соответствии с этим изменяется и полный запас реактивности, который к концу кампании достигает нулевого значения.

Во время работы реактора за счет деления ядер горючего 235U происходит непрерывная убыль делящегося вещества. Этот процесс называется выгоранием,

Вследствие нак пления в активной зоне шлаков всех видов уменьшается доля н йтронов, поглощаемых в топливе, а, следовательно, снижается

Ркоэффици нт размножения и запас реактивности.

Изм н ние изотопного состава ядерного топлива происходит и после выключения реактора в результате радиоактивного распада продуктов деления.

Большинство из рассмотренных факторов приводит к постепенному уменьшению Кэф. Поэтому загрузка топлива на начало кампании реактора должна превышать величину критической массы, и это превышение определяет продолжительность кампании (полную энерговыработку) реактора.

121

Изменение реактивности, обусловленное изменением изотопного состава топлива, происходит медленно и при работе реактора компенсируется стержнями грубой регулировки – компенсирующими стержнями или поглотителями.

Так как количество делящегося вещества со временем непрерывно изменяется, то для поддерживания постоянства мощности необходимо изменять уровень нейтронного потока. При одной и той же мощности нейтронный поток в

работы реакт ра т же выгорает. Поэтому глубину выгорания ядерного топлива

где N – число всех атомов в ядерном топливе; ∆Ni – число выгоревших атомов i – го изотопа.

Например, если в качестве исходного ядерного топлива используется металлический уран, то N соответствует числу ядер 235U и 238U в 1 см3 свежего топлива, а ∑∆Ni = ∆N5 + ∆N8. Для одного и того же реактора значения α меньше αд.

122

Глубина выгорания, рассчитанная по весу всего загруженного топлива в зависимости от вида топлива, колеблется в весьма широких пределах: для реакторов на тепловых нейтронах ≈ (0,5 – 5) %; на быстрых ≈ (0,5 – 10) %.

Для получения энергии 1 МВт∙сут необходимо осуществить

3,1∙1013∙103∙3600∙24 = 2,68∙1021 деления. В 1 г урана содержится 2,6∙1021 ядер,

следовательно, 1 МВт∙сут будет израсходовано 1,05 г делящегося изотопа урана.

Количество разделившегося горючего за время t (сутки) Уработы на

Кроме деления ядра 235U при захвате теплового нейтрона (с вероятностью 590 б) претерпевают и радиационный захват (с вероятностью 100 б), тогда общее

количество выгоревшего изотопа 235U составит:

242 Pu

Рис. 20. Схема образования изотопов из 238U

123

Возбужденное ядро 239U, образовавшееся в результате захвата нейтрона ядром 238U, после двойного β – распада (превращения нейтрона в протон и испускания электрона) переходит в ядро 239Pu. В свою очередь ядро 239Pu при захвате теплового нейтрона может или разделиться (реакция n, γ) или осуществить радиационный захват без деления (реакция n, γ). Плутоний – 240 не

д л ния). Осколки деления с большими сечениями захвата нейтронов 135Xe и Р149Sm относят в отдельные группы, а их влияние на реактивность

рассматривается особо от других шлаков.

Поглощение нейтронов в шлаках при объединении их в одну группу в некоторых случаях рассчитывают, тогда суммарная концентрация шлаков Nшл будет определяться количеством выгоревшего ядерного топлива. На выделение энергии, равной 1 МВт∙сут, расходуется 1,05 г 235U. Известно также, что для 235U отношение сечения деления к сечению захвата нейтронов f 5 / a5 0,85. Тогда

124

изменение в результате влияния отравления. Учитывая это, потерю реактивности,

приближенн й ценки потери реактивности из – за отравления ксеноном в гетерогенных реакторах.

Вр мя работы активной зоны, пересчитанное на номинальную мощность,

где Ni – различные уровни мощности, на которых работал реактор в течение i часов.

126

роди вымипдатчиками, размещенными внутри ТВС, это дает данные о

н йтронном поле в активной зоне (рис. 22). Ионизационные датчики размещены вокруг корпуса реактора и дают информацию о потоке тепловых нейтронов, а

температурных полей. Кроме того, температуры и давления измеряют на входе и выходе активной зоны, измеряется расход теплоносителя.

Все это называют системой внутриреакторного контроля (ВРК). Система ВРК осуществляет:

127

1)измерение относительного распределения энерговыделения в местах размещения датчиков ДПЗ с погрешностью не более 2%;

2)измерение температуры теплоносителя с помощью термопар с погрешностью не более 1,5 °С и с помощью термометров сопротивления с погрешностью не более 0,5 °С;

3)измерение сигналов датчиков общих замеров с погрешностью не более

0,25%.

Часть групп предназначена для регулированияй, другая для аварийной защиты. Это позволяет влиять на нейтронный поток по всей зоне при минимальном перекосе нейтронного поля. Эффективности г упп аварийной защиты достаточно

диспрозия и т. п.). Стержни собирают в кластеры, кластеры делят на группы.

Рис. 23. Картограмма расположения органов СУЗ в активной зоне 3-го блока Калининской АЭС и 1-го блока Ростовской АЭС

128

Кластеры стыкуются со штангами приводов СУЗ. Привод электромагнитный, управляется станционной автоматикой с возможностью ручного управления. Схема привода СУЗ приведена на рис. 24. По соображениям ядерной безопасности ограничена скорость ввода положительной реактивности. При включении АЗ штанги расцепляются с кластерами, последние под действием

11 – чехол, 12 – штанга,

13 – кулачок подвижной защелки,

14 – кулачок фиксирующей защелки, 15 – пружина

Рис. 24. Схема привода СУЗ

129

6.7 Транспортно-технологические операции при выгрузке и загрузке ядерного топлива. Вопросы безопасности при выгрузке

отработавшего и хранении свежего ядерного топлива

Для определенности рассматривается ВВЭР. Операции загрузки и выгрузки проводят на холодном остановленном реакторе со снятой крышкой и

подкритичности. Система нейтронных измерений действует. Локализующая система безопасности в состоянии готовности. Проектная сейсмостойкость обеспечена.

демонтированным блоком защитных труб. Объем над реактором заполняется водой для обеспечения радиационной защиты и охлаждения. В воде Урастворена борная кислота стояночной (повышенной) концентрации дляТобеспечения

организациями, отвечающими за безопасность. КаждаяБТВС имеет специальный номер и должна быть помещена в номерную ячейку активной зоны,

Обычно выгружается часть активной зоны, оставшиеся ТВС

предусмотренную картограммой. По выполнен перемещения, информация

наиболееп Ррадиоактивные вещества. Отработанное топливо из реактора выгружают в

басс йн выд ржки на срок от трех до десяти лет. За это время распадаются активные осколки деления, снижаются радиоактивность и тепловыделение. Такое топливо можно помещать в транспортные контейнеры и перевозить на заводы или хранилища. Известны множество стратегий обращения с отработанным топливом от пристанционного хранения всего количества использованного за срок эксплуатации АЭС топлива до радиохимической переработки с извлечением делящихся материалов и переводе остальных

компонент в принятое для захоронения состояние.

130