Нестационарные процессы в ядерном реакторе

Нестационарные процессы в ядерном реакторе

 

Содержание

1. Мгновенные и запаздывающие нейтроны.

2. Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.

3. Глубина выгорания. Период кампании реактора.

4. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства.

5. Отравление ядерного реактора. Отравление ксеноном.

6. Стационарное отравление реактора ксеноном.

7. Йодная яма. Время вынужденной стоянки реактора.

8. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием.

9. Прометиевый провал.

10. Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.

11. Регулирование ЯЭУ.

12. Выгорающие поглотители.

13. Остаточные тепловыделения в ядерном топливе.

 

Перечень сокращений

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

ППР - плановый предупредительный ремонт

ТВС - тепловыделяющая сборка

ВВЭР - водо-водяной энергетически реактор

СУЗ - система управления и защиты

ВП - выгорающий поглотитель

 

Мгновенные и запаздывающие нейтроны.

В процессе деления урана образуются нейтроны, называемые мгновенными, которые испускаются возбужденными осколками деления в течение не более 10^-13 секунды, т. е. практически одновременно с образованием осколков.

Кроме того, около 60-ти видов осколков деления, испытав β–распад, испускают нейтроны, но поскольку это происходит значительно позже появления мгновенных нейтронов, такие нейтроны называют запаздывающими нейтронами.

 

Средняя суммарная доля выхода запаздывающих нейтронов – β характеризует среднее число запаздывающих нейтронов из общего числа нейтронов, образующихся при делении. Ценность запаздывающих нейтронов выше, так как они рождаются со средней энергией 0,49 МэВ, меньшей, чем у мгновенных нейтронов, и имеют более высокую вероятность стать тепловыми. Эффективная доля запаздывающих нейтронов, полученная с учетом их ценности, мала (β_эфф ≈ 0,64 %), однако эти нейтроны оказывают существенное влияние на размножение нейтронов в ректоре.

 

Наличие в активной зоне ректора небольшого количества запаздывающих нейтронов увеличивает величину среднего времени жизни поколения нейтронов, по крайней мере, на три порядка (см. рис.1).

 

 

Рис. 1. Сопоставление среднего времени жизни поколения мгновенных и запаздывающих нейтронов.

 

Среднее время жизни поколения тепловых нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов составляет порядка 0,1 секунды. Благодаря этому управление ректором становится не только принципиально возможным, но и сравнительно простым и безопасным.

 

Скорость размножения нейтронов также характеризует период реактора – время, в течение которого мощность реактора увеличивается в e = 2,718 раз.

 

На практике чаще используется параметр - период удвоения мощности реактора, который представляет время, за которое нейтронная мощность изменяется в два раза.

При малых значениях реактивности величина периода реактора пропорциональна времени жизни поколения нейтронов l и обратно пропорциональна величине реактивности:

 

T ≈ l / ρ

Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.

Работа ядерного реактора связана с протеканием ряда нестационарных процессов, обусловленных делением ядерного топлива и накоплением продуктов деления.

Количество разделившегося горючего при работе на мощности N (МВт) в течение времени t (сутки), т. е. при энерговыработке Nt (Mвm · сутки), составляет

 

m_дел = 1,05Nt, г

 

Наряду с реакцией деления происходит радиационный захват нейтронов ураном ²³⁵U. Количество образовавшегося ²³⁶U вследствие радиационного захвата нейтронов в ²³⁵U при энерговыработке Nt (Mвm · сутки) составляет

 

m_зах = σ_c / σ_f m_дел = 1,05 α Nt, г

 

где α = σ_c / σ_f — параметр, зависящий от энергии нейтро­нов, взаимодействующих с горючим, и сорта делящегося изотопа (например, для ²³⁵U α = 0,17).

 

Следует подчеркнуть, что после поглощения нейтронов ядерным топливом часть из них обязательно испытывает реакцию радиоактивного захвата.

 

Наряду с продуктивными в плане размножения нейтронов реакциями деления неизбежно возникновение реакций радиоактивного захвата.

 

Количество выгоревшего (т. е. разделившегося и претерпевшего радиационный захват) горючего при работе реактора при энерговыработке Nt (МВт · сутки) равно:

 

m_выг = m_дел + m_зах = 1,05 (1 + α) Nt, г

 

Для реактора на тепловых нейтронах ядерным топливом ²³⁵U получим

 

m_выг = 1,23 Nt, г.

 

Шлакование реактора – это процесс накопления в работающем реакторе стабильных и долгоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате тепловых нейтронов.

 

Шлаки, являясь продуктами реакции деления, накапливаются в твэлах, блокируя доступ нейтронов к делящимся компонентам топлива. Присутствие шлаков уменьшает коэффициент размножения в основном за счет снижения коэффициента использования тепловых нейтронов.

К категории шлаков относятся около 60 типов продуктов деления, которые являются стабильными или долгоживущими и в разной степени поглощают нейтроны. Накопление шлаков в основной период работы реактора изменяется практически по линейному закону в зависимости от энерговыработки Nt.

Максимальная потеря реактивности вследствие накопления шлаков на практике может достигать значений порядка 1,9 %.

 

Прометиевый провал.

При останове реактора концентрация ядер ¹⁴⁹Sm увеличивается и стремится к насыщению, равному сумме числа ядер ¹⁴⁹Sm и ¹⁴⁹Pm до останова. Уменьшение запаса реактивности при накоплении самария после останова реактора – прометиевый провал – пропорционально уровню мощности до остановки реактора, который определяет соответствующую установившуюся концентрацию прометия.

Регулирование ЯЭУ.

Органы регулирования СУЗ представляют собой группы стержней, выполненных из поглощающего материала, которые при аварийных ситуациях вводятся (падают) в активную зону и за счет интенсивного поглощения нейтронов обеспечивают прекращение цепной реакции деления. Органы СУЗ могут также использоваться для управления мощностью реактора.

 

При управлении реактором для изменения его мощности вводится положительная или отрицательная реактивность. В результате этого реактор выводится из критического состояния, и количество нейтронов (нейтронный поток) в активной зоне начинает изменяться.

 

Скорость изменения нейтронной мощности реактора определяется периодом реактора. При достижении требуемого уровня мощности реактор переводится снова в критическое состояние (см. рис.7). На этапах а и б вводится положительная реактивность за счет выведения органов СУЗ из активной зоны реактора, на этапах в и г – отрицательная при введении СУЗ в активную зону.

 

Введение положительной реактивности ограничено величиной эффективной доли запаздывающих нейтронов. Если реактору сообщить положительную реактивность ρ = β_эфф, то возникает мгновенная критичность реактора, при этом реактор может быть критичен и без запаздывающих нейтронов, т.е. только за счет мгновенных нейтронов. Это приводит к неуправляемому увеличению мощности реактора.

 

Допустимая положительная реактивность всегда ρ < β_эфф.

 

В отечественной практике величину вводимой реактивности измеряют в долях от эффективной доли запаздывающих нейтронов, например,

 

ρ = 0,1 β_эфф.

 

В международной практике используют единицы доллар и цент, например

 

ρ = 0,1 $ = 10 с.

 

Рис. 7. Управление мощностью реактора.

 

Наряду с органами СУЗ для управления ректором ВВЭР используют борное регулирование, которое состоит во введении в теплоноситель первого контура поглотителя нейтронов, которым является бор в составе борной кислоты.

 

Борное регулирование характеризуется высокой инертностью и обеспечивает по мере выгорания ядерного топлива плавное высвобождение запаса реактивности за счет снижения концентрации борной кислоты в первом контуре. Однако введение борного раствора для подавления реакции деления осуществляется и в аварийных ситуациях при работе аварийных систем безопасности реактора.

 

Преимущество борного регулирования состоит в том, что при любых предусмотренных изменениях концентрации борной кислоты в первом контуре реакторной установки профиль потока нейтронов в активной зоне не изменяется.

 

При частичном введении органов СУЗ ввиду их высокой поглощающей способности происходит существенное изменение профиля потока нейтронов и тепловыделения в активной зоне.

 

 

Выгорающие поглотители.

Выгорающие поглотители – это поглотители с высоким сечением захвата тепловых нейтронов, стационарно размещенные в активной зоне и медленно выгорающие в процессе работы ректора, что приводит к высвобождению запаса реактивности.

 

В реакторах ВВЭР используют два вида выгорающих поглотителей (ВП) – борный и гадолиниевый.

 

Борный ВП изготавливается из карбида бора B₄C с обогащением по изотопу бора ¹⁰B 19 % и 75 % (σ_a = 750 барн и 4010 барн). Материалом гадолиниевых ВП является триоксид гадолиния Gd₂O₃ (σ_a = 46.600 барн).

 

При изготовлении ВП перечисленные материалы разбавляют оксидом бериллия BeO, который является хорошим замедлителем, для получения необходимой скорости выгорания поглотителя.

Применение ВП позволяет повысить начальный запас реактивности, например, за счет повышения обогащения топлива, что позволяет повысить энерговыработку загруженного топлива. При этом не требуется повышения эффективности органов регулирования, так как оперативный запас реактивности не увеличивается.

 

Нестационарные процессы в ядерном реакторе

 

Содержание

1. Мгновенные и запаздывающие нейтроны.

2. Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.

3. Глубина выгорания. Период кампании реактора.

4. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства.

5. Отравление ядерного реактора. Отравление ксеноном.

6. Стационарное отравление реактора ксеноном.

7. Йодная яма. Время вынужденной стоянки реактора.

8. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием.

9. Прометиевый провал.

10. Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.

11. Регулирование ЯЭУ.

12. Выгорающие поглотители.

13. Остаточные тепловыделения в ядерном топливе.

 

Перечень сокращений

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

ППР - плановый предупредительный ремонт

ТВС - тепловыделяющая сборка

ВВЭР - водо-водяной энергетически реактор

СУЗ - система управления и защиты

ВП - выгорающий поглотитель