- •1. Основные особенности ядерного реактора, как источника тепловой энергии.
- •2. Основные составляющие реакторов на тепловых и быстрых нейтронах и их назначение.
- •3. Критический объем реактора и основные факторы, влияющие на его минимальное значение. Влияние отражателя на критические размеры.
- •Основные факторы влияющие на минимальное значение критического объема:
- •4. Как и за счет чего меняется коэффициент размножения нейтронов с течением времени. Выводы из этой зависимости.
- •Выгорание топлива
- •Накопление продуктов деления
- •Такой характер изменения позволяет сделать следующие важные выводы:
- •5. Мощность реактора и ее изменение во времени. Принципы управления мощностью реактора, границы управляемости.
- •6. Обеспечение надежности работы твэл в ядерном реакторе. Запасы до кризиса теплообмена.
- •7. Основные требования к теплоносителям аэс и преимущества, которые обеспечивают выполнение каждого требования.
- •8. Сравнение одноконтурных и двухконтурных схем аэс с водным теплоносителем.
- •9. Свойства натриевого теплоносителя и особенности схем аэс с натриевым теплоносителем.
- •10. Основные отличия в конструкциях водо-водяных реакторов типа вврд и вврк. В каких схемах аэс используются эти реакторы? Реакторы с водой под давлением (вврд)
- •Корпусные кипящие реакторы (вврк)
- •11. Основные конструктивные элементы реакторов вгрк и их назначение (на примере реактора рбмк – 1000).
- •12. Основные конструктивные элементы реакторов типа бн и их назначение (на примере реактора бн -600).
- •13. Особенности конструктивных схем парогенераторов аэс с водным, газовым и жидкометаллическим теплоносителем.
- •Недостатки:
- •Вертикальные парогенераторы зарубежных фирм с естественной циркуляцией и водным теплоносителем Преимущества:
- •Недостатки:
- •Советские проекты вертикальных парогенераторов с естественной циркуляцией
- •Прямоточные парогенераторы с перегревом пара и водным теплоносителем*
4. Как и за счет чего меняется коэффициент размножения нейтронов с течением времени. Выводы из этой зависимости.
При работе реактора коэффициент размножения нейтронов не остаётся постоянным, т.к. в активной зоне протекают процессы, оказывающие на него воздействие. Напомним, что:
.
р – вероятность избежать утечки
- вероятность избежать резонансного захвата
θ - коэффициент использования тепловых нейтронов
μ - коэффициент размножения на быстрых нейтронах
νэф - количество новых нейтронов на один поглощенный.
По ходу цепной реакции происходят следующие основные изменения (процессы), оказывающие влияние на .
Выгорание топлива
Воспроизводство ядерного горючего (238U + n → 239Pu +…).
Накопление продуктов деления
Выгорание топлива (уменьшение доли 235U , т.е. обогащения). При этом будут уменьшаться количество новых нейтронов на один поглощенный (νэф) и коэффициент использования тепловых нейтронов (θ), а также незначительно уменьшается вероятность избежать утечки (Р), т.к. тепловым нейтронам будет легче вылететь из АЗ (ибо их поглощение топливо уменьшается). В то же время доля 238U , от которого зависят коэффициент размножения на быстрых нейтронах (μ) и вероятность избежать резонансного захвата (Ψ) практически не меняется. В результате величина будет уменьшаться.
Воспроизводство горючего (238U+n→239Pu+…). В результате этого процесса идёт увеличение обогащения, а значит всё противоположно выгоранию топлива, т.е. kэф увеличивается.
Накопление продуктов деления ведёт к увеличению поглощения нейтронов в тепловой области, а значит уменьшению θ и незначительному увеличению величины P, что в итоге тоже даёт снижение kэф.
Суммарный эффект этих процессов (рис.43) зависит от начального обогащения топлива. Для природного или слабообогащённого урана, когда доля нейтронов, поглощённых 238U достаточно велика, в первый период наблюдается незначительный рост из-за накопления 239Pu, а затем его непрерывное снижение. Для обогащённого урана
(Об > 2 – 3 %) величина непрерывно снижается.
Такой характер изменения позволяет сделать следующие важные выводы:
После загрузки топлива реактор будет работать только ограниченное время, пока величина kэф не снизится до 1 (или реактивность ρ ≈ kэф – 1 не уменьшится до нуля). После этого необходима перегрузка топлива, т.е. его замена на свежее. Время, которое реактор может работать без перегрузки на номинальной (полной) мощности называется кампанией реактора Ткамп . Для того чтобы это время было достаточно большим, необходим начальный запас реактивности (ρнач = ). Обычно Ткамп = 1-3 года, а ρнач ≈ 0,15÷0,2.
Т.к. реактор может работать на постоянной мощности только, при kэф =1(ρ=0), то в течение всей кампании избыточную реактивность ρ (или потенциальную реактивность) приходится компенсировать с помощью введения в с АЗ дополнительных поглотителей, которые далее либо выгорают, либо выводятся из АЗ.
Когда величина kэф снизится до 1 (ρ до нуля),а значит, реактор не сможет работать, всё ядерное горючее ещё не будет израсходовано (останется минимальная критическая масса). Т.е. в реакторе принципиально нельзя выжечь всё топливо.