Характер поведения реактора в разных диапазонах нейтронной мощности, диапазоны ДИ, ДП, ДЭ

⇐ ПредыдущаяСтр 3 из 18Следующая ⇒

При изучении свойств реактора и управлении им принято разделять очень широкий (8-15 порядков) диапазон нейтронной (или тепловой) мощности на три диапазона:

- диапазон источника (ДИ).;

- диапазон промежуточный (ДП);

- диапазон энергетический (ДЭ).

При этом важно осознавать, что один и тот же реактор ведет себя по-разному в каждом из этих диапазонов. Это различие обусловлено разной сущностью процессов в этих диапазонах.

Подчеркнем, что и сама модель и система уравнений точечной (а при необходимости и пространственной ) кинетики являются общими для всех диапазонов мощности. В рамках этой модели особенности конкретных режимов заключаются лишь в том, что под величиной «реактивность» следует понимать, хотя и достаточно условно, сумму двух компонент: это реактивность внешнего воздействия ( через органы регулирования прямого воздействия на реактивность ) Dr₀ и реактивность, обусловленную изменением внутреннего состояния самого реактора Dr_вн, (от изменения температур компонент реактора и изменения нейтронных сечений веществ в реакторе)

Dr(t) =Dr₀ (t)+Dr_вн. (t) . (3. 6)

При этом изменение второй составляющей может быть осуществлено как внешним воздействием (путем разогрева или охлаждения установки через специальные системы), так и за счет разогрева /охлаждения установки при повышения или снижения ее собственной тепловой мощности.

В ряде состояний реактора и установки , таких как подкритическое состояние, холодный и горячий останов, работа в промежуточном диапазоне мощности (когда реактор критичен ), второе слагаемое практически постоянно и состояние реактора изменяется только путем внешнего воздействия. В других состояниях реактора, таких как режим работы на мощности это слагаемое сильно меняется ( причем оно изменяется также и с изменением выгорания, шлакования, отравления и т.п.).

Теперь рассмотрим особенности поведения реактора и различие способов управления им в разных диапазонах мощности.

Диапазон источника (ДИ). Этот диапазон простирается от уровня нейтронной мощности подкритического реактора с источником до мощности примерно 10^-3-4 % от номинальной тепловой мощности. При этом, как отмечалось, все стационарныесостояния подкритического реактора могут реализоваться только при наличии источника нейтронов S.

Источниками нейтронов в неработающем ядерном реакторе со свежезагруженным топливом являются:

1)спонтанное деление ядер топлива. Например, ²³⁸U самопроизвольно делится с периодом полураспада Т_U= 8´10¹⁵ лет, испуская 2,3 нейтрона на деление. В одной тонне природного урана рождается примерно 15´10³ н/с. В то же время четно-нечетный изотоп ²³⁵U делится в 22 раза медленнее. Так что спонтанное деление в топливе происходит преимущественно на четно-четных ядрах типа ²³²Th, ²³⁶U, ²³⁸U,²⁴⁰Pu и других;

-2)нейтроны космического излучения: на уровне моря поток нейтронов составляет примерно Ф » 6,5´10^-3 н/(см²´с) [ ~ 23 н/(м²´с) с энергией Е< 0,4 эВ и ~ 42 н/(м²´с) с Е> 0,4 эВ ].

Если ядерный реактор уже работал, то в нем накапливаются g-активные нуклиды. При наличии в активной зоне бериллия или тяжелой воды (в одной тоне обычной воды имеется примерно 200 г тяжелой) происходит еще фотонейтронная реакция на ядрах ⁹В и ²Н. Кроме того, в работающем ядерном реакторе в заметных количествах накапливаются спонтанно делящиеся трансурановые элементы (Np, Cm, Am, Cf и другие). Наибольший интерес представляет изотоп калифорния ²⁵² Cf, в одном миллиграмме которого происходит 8´10³ дел/с и испускается примерно 3´10⁹ нейтр/c. Кроме того, в течение нескольких минут после остановки ядерного реактора некоторые продукты деления излучают запаздывающие нейтроны.

Таким образом, при наличии источника нейтронов в подкритическом ядерном реакторе поток нейтронов и мощность N устанавливаются на постоянном уровне, что и реализуется на практике, поскольку какой-либо из указанных источников обязательно присутствует.

Именно уникальная связь реактивности и мощности (3.3) позволяет контролировать приближение реактора к критическому состоянию по так называемой "кривой обратного умножения", а также измерять веса и калибровать все органы управления реактивностью (стержни СУЗ, борная кислота и т.п.) в подкритическом состоянии.

Переходные процессы нейтронной мощности от состояния (r₁ ,N₁) к состоянию (r_2,N₂ ) в этом диапазоне затухают через некоторое время (определяемое величиной внесенной реактивности Dr и подкритичностью, т.е. приближением значения К_эффÞ1 или rÞ0) после окончания изменения реактивности.

Рис. 3.4. Изменение количества нейтронов в подкритическом и критическом состояниях ядерного реактора.

Проявление эффектов изменения реактивности, связанных с изменением внутреннего состояния реактора ( обратных связей) возможно только в случае изменений характеристик реакторной среды (температуры компонент, плотности и т.п.) за счет внешних воздействий. Собственное тепловыделение реактора в этом диапазоне не достаточно и не может вызвать изменение характеристик среды.

Промежуточный диапазон (ДП), простирается примерно от 10^-3-4 % номинальной тепловой мощности W_ном до примерно 1-3% номинальной мощности. Это уже критический реактор, который работает уже не за счет источника, а за счет самоподдерживающейся цепной реакции. Но у этого реактора собственное тепловыделение недостаточно, чтобы осуществлять разогрев топлива и теплоносителя, а значит, чтобы вырабатывать собственные внутренние обратные связи. Т.е. и в этом состоянии Dr_вн=0 или, точнее, константе, определяемой состоянием среды из-за внешних воздействий. Верхний предел мощности этого диапазона равный примерно 1-3% номинальной тепловой мощности W_ном соответствует состоянию, когда в реакторе начинается разогрев топлива за счет цепной реакции и, следовательно, реальный, 0.5 ⁰С и выше, подогрев теплоносителя.

В этом диапазоне реактор ведет себя в полном соответствии с тем, как это было описано в разделе 3.1 на рис. 3.2-3.3.

Энергетический диапазон (ДЭ).В этом диапазоне реактивность Dr_вн, уже может значительно изменяться за счет изменения собственного энерговыделения от цепной реакции. Таким образом, реактор за счет своего энерговыделения вырабатывает внутренние обратные связи, которые называют эффектами реактивности. Эти обратные связи, кроме того, обуславливают появление у реактора, при определенных условиях, совершенно новых свойств саморегулирования и устойчивости. Поскольку вопрос этот важный и сложный, он требует детального описания, которое дается в следующей главе.

Кроме того, вопросы организации диапазонов и их аппаратуры будут затронуты в главе, посвященной управлению реактором.

Литература к гл 3.

1. Бать Г.А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов М., Энергоиздат, 1982.

2. Yu.Kazanski, E.Matusevich Experimental Physics of Nuclear Reactors.- Moscow, Energoatomizdat,1994.

3. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок . М., Энергоатомиздат, 1989.

4. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов М., Энергоатомиздат, 1986.

5. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов.

6. Овчинников Ф.Я., В.В. Семенов Эксплуатационные режимы ВВЭР М., Энергоатомиздат, 1988.

7. G.R Keepin Physics of nuclear kinetics. Adisson-Westley P.C inc. London, 1965.

Дата добавления: 2018-02-18; просмотров: 1081; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

⇐ Предыдущая 1 234 5 6 7 8 9 10 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!