Баланс реактивности, составляющие запаса реактивности в реакторе
Поскольку реактор ВВЭР-1000 относится к типу корпусных реакторов, то это означает, что он должен работать в течение длительного времени без перегрузки топлива. Следовательно, запас топлива и энергии на 300-400 суток должен быть заложен в нем перед пуском при перегрузке. Этот запас топлива и, соответственно, реактивности называется запасом на выгорание. Этот запас реактивности изменяется в течение кампании (во времени), он необходим для компенсации целого ряда эффектов, вызывающих потерю реактивности и достаточно подробно описанных ранее таких как:
· температурный эффект реактивности rт;
· мощностной эффект реактивности rw.
· выгорания первичного топлива с учетом образования вторичного плутония rвыг;
· стационарного отравления ксеноном (rXe)ст;
· нестационарного отравления ксеноном при снижении мощности (компенсации “йодной ямы” rйя );
· стационарного отравления самарием (rSm)ст;
· шлакования реактора rшл;
Следовательно, необходимый начальный запас реактивности, обеспечивающий работу реактора в течении кампании на всех предусмотренных эксплуатационных режимах, должен быть не меньше суммы абсолютных значений рассмотренных потерь реактивности. Тогда:
rзап ³ ½rк ½ + ½(rXe)ст ½ + ½ rйя ½ + ½ rт ½ + ½rw ½ (6.1а)
где rк=rвыг + rшл + (rSm)ст - суммарная потеря реактивности из-за выгорания топлива, зашлаковывания и стационарного отравления самарием. В энергетических реакторах типа ВВЭР запас реактивности составляет rзап » 0,25 или примерно 35-40bэфф .
|
|
|
Частьзапаса реактивности rзап, которая определяется эффектами, зависящими от режима работы реактора (температурного, мощностного, стационарного и нестационарного отравления ксеноном), называют оперативный запас реактивности (или ОЗР) rопер,т.е. это та часть запаса реактивности, которая может быть использована для оперативных нужд:
rопер = ½(rXe)ст ½ + ½ rйя ½ + ½ rт ½ + ½rw ½ (6.1в)
Изменениесуммарной реактивности реактора из-за выгорания и шлакования rк в зависимости от времени работы реактора, выраженного в эффективных сутках, или энерговыработки называют кривой энерговыработки, rк=f(Tэф). Поскольку запас реактивности достигает очень значительных величин rзап »40 bэфф , а реактор может работать только при r=0,то возникает проблема компенсации избыточной реактивности.
Следует отметить, что чрезмерно большой запас реактивности нежелателен, так как это повышает потенциальную ядерную опасность установки и, кроме того, требуется довольно громоздкая система для его компенсации в нормальных и аварийных ситуациях.
|
|
|
Регулирование реактивности стержнями
Основной частью СУЗ нужно считать ее рабочие органы, Чаще всего это подвижные поглощающие стержни, в которые входит материал сильно поглощающий нейтроны( в интересующем случае ВВЭР-тепловые нейтроны).
Для управления реактором наиболее важными вопросами, касающимися стержней СУЗ, являются следующие :
a. Суммарная эффективность ( вес) каждого стержня Drст ;
b. Зависимость интегральной эффективности стержня от места погружения (радиуса) r;
c. Зависимость дифференциальной и интегральной эффективности стержня от глубины погружения z;
d. Эффекты интерференции стержней.
Суммарная эффективность ( вес) единичного стержня, погруженного на полную глубину в центр активной зоны Drст(r=0, z=H)=Drст0 приближенно оценивается на основе диффузионной модели и теории возмущений через параметры:
Drст0»7.5M2 / [(R2АЗ)*ln(0.465 RАЗ / Rстэф )] (6.2)
где: M2- площадь миграции; RАЗ- радиус активной зоны; Rстэф –эффективный радиус стержня, зависящий от степени непрозрачности или «черноты» материала стержня. На практике данные по суммарной эффективности единичного стержня или группы предоставляет проектант реактора , а оперативный персонал измеряет соответствующие величины Drст0в процессе физического пуска.
|
|
|
Зависимость эффективности стержня от места погружения стержня.
В соответствии с теорией возмущений при любых малых возмущениях параметров реактора (свойств деления, поглощения, утечки), возмущения критичности и реактивности можно выразить как:
(6.3)
Где:
Ф и Ф+ - соответственно поток и т.н. ценность нейтронов;
К и К’ коэффициент размножения реактора без возмущения и с возмущением;
dNf dMtr – возмущения операторов деления и переноса нейтронов , соответственно.
Несмотря на сложность этой формулы , именно она является основой оценок возмущений реактивности при любых воздействиях на реактор. В частности, именно по этой формуле оценивается пространственная зависимость реактивности стержней с учетом того, что в диффузионной модели функции ФиФ+примерно равны.
С учетом этого факта полностью погруженный стержень, имеющий вес в центре Drст0 , в реакторе с распределением потока по радиусу Ф(r), на произвольном радиусе r1 будет иметь вес:
Drст (r1,Н)= Drст0 (0,Н) *Ф2 (r1 ,H) (6.4а)
То есть вес стержня , погруженного не в центре реактора будет изменяться пропорционально квадрату потока. Если реактор однороден, то есть состав топлива постоянен, то радиальная зависимость потока описывается функцией Бесселя J0(r), а зависимость реактивности стержня от радиуса :
|
|
|
Drст (r1,Н)= Drст0 (0,Н) *J02 (r1 ,H) (6.4в)
Если реактор имеет профилированную обогащением загрузку, то нужно учитывать реальный профиль потока по радиусу реактора. Неверный учет этих зависимостей в реакторах больших размеров и со сложным составом топлива может приводить к ядерно - опасным ситуациям со срабатыванием аварийной защиты.
Дата добавления: 2018-02-18; просмотров: 1290; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!