Семенов - учебное пособие по кинетике и регулированию ЯЭУ

Если реактор до отравления был в стационарном состоянии, то Kэф = 1.

Если поглощение нейтронов замедлителем мало

( ∑З << 1 ), то

∑U

Таким образом, отравление реактора уменьшает реактивность на величину P. При сбросе мощности или отключении реактора уменьшается оперативный запас реактивности. Если отравление больше запаса реактивности, то реактор попадает в режим вынужденной стоянки, когда пуск его невозможен (рис.3.7). Это состояние реактора называют йодной ямой.

ρ

ρзап

ρmaxия

ρXeO

Рис.3.7. Зависимость реактивности от времени при отключении реактора: tоп = оперативное время; tвс – время вынужденной стоянки; tия – время йодной ямы

81

Время, в течение которого отравление превышает располагаемый запас реактивности, называется временем вынужденной стоянки, а потеря реактивности вследствие отравления – глубиной ямы. Время от момента выключения до начала вынужденной стоянки называют оперативным. В этот промежуток ρоп > 0 и реактор может

быть перезапущен. Глубина ямы и время достижения максимального отравления зависят от мощности реактора

(формулы (3.49), (3.50), (3.54)).

Из сказанного следует, что йодная яма в конце кампании, когда запас реактивности мал, может существенно ухудшить маневровые характеристики реактора. В особенности это касается судовых реакторов, когда потеря хода судном в ходе вынужденного стояния реактора недопустима. Для исключения вынужденной стоянки применяют специальные средства: использование органов компенсации для пуска реактора из йодной ямы, ограничение мощности реактора в конце кампании, отключение реактора перед его остановкой по специальной программе.

Быстрое повышение мощности реактора, находящегося в йодной яме, может привести к высвобождению положительной реактивности, что, в свою очередь, может привести к неконтролируемому разгону реактора. Переход реактора в критическое состояние по мгновенным нейтронам – основная причина ядерных аварий на АЭС.

3.8. Ксеноновые колебания и волны

Как видно из проведенного анализа, реактор обладает положительной обратной связью по ксеноновой составляющей реактивности. При снижении мощности реактора происходит увеличение отравления, а при увеличении мощности – снижение отравления и высвобождение дополнительной реактивности. В том и другом случае для поддержания реактора в критическом

82

состоянии требуется вмешательство системы регулирования. Так как периоды полураспада йода и ксенона составляют соответственно 6,7 и 9,2 ч, то выход на равновесный уровень отравления составляет порядка 20–30 ч. Ксеноновые колебания при небольшом объеме

зоны зависят от величины Ф и при Ф ³ 1014 1/(см2×с) весьма значительны и могут изменить реактивность в несколько раз. Так как период колебаний весьма велик, то при наличии запаса реактивности система регулирования реактора с ними справляется без труда.

В реакторах с большими размерами зоны и неравномерным распределением потока нейтронов возможно существование пространственных ксеноновых колебаний - волн. Действительно, если в некоторой области зоны произошло локальное увеличение плотности потока нейтронов, то это приведет к повышенному выгоранию ксенона и освобождению новой реактивности и т.д. Чтобы удержать реактор в критическом состоянии, система управления введет в зону поглощающие стержни и снизит реактивность. Концентрация ксенона по всей зоне, за исключением локальной области, начнет возрастать. В области неоднородности она некоторое время еще будет падать, а потом начнет расти. В примыкающей к этой области части зоны, наоборот, будет падать (реактор остается на прежнем уровне мощности). Такое взаимодействие системы регулирования с реактором приведет к тому, что область с переменной концентрацией ксенона будет перемещаться по зоне с периодом примерно одни сутки.

Для снижения ксеноновых колебаний следует избегать значительных перекосов нейтронного поля как во времени, так и в пространстве. Для этого используются стержни с укороченной длиной, перемещаемые по специальной программе, а также используется система контроля за пространственным распределением потока нейтронов и система локального регулирования.

83

3.9. Отравление самарием

Самарий, являющийся продуктом радиоактивного распада прометия 148Pm, обладает большим сечением поглощения тепловых нейтронов. Рождение прометия идет по двум каналам:

β-

0,5%

n+235U 149Pm 149Sm .

54,8 час

1,1%

2,4 час

149Nd

Самарий стабилен и по существующей терминологии должен относиться к шлакам, но он поглощает нейтроны, и его действие на реактивность аналогично действию ксенона, потому следует говорить об отравлении самарием. Поскольку период полураспада неодима мал по сравнению с периодом полураспада прометия, то на основе принципа подчинения уравнение рождения и гибели Nd можно исключить.

Кроме того, суммируя оба выхода прометия, пренебрежем его прямым рождением. Концентрацию прометия будем обозначать как N1, самария – N2. Уравнения рождения и гибели этих нуклидов имеют вид

Решение уравнения (3.62) в общем виде при ненулевых начальных условиях представляется формулой

o

При пуске реактора, когда N1(0) = 0,

84

Стационарное состояние наступает примерно через 10 суток:

Из формулы (3.68) видно, что стационарное значение отравления не зависит от величины потока, однако поток определяет время релаксации к стационарному состоянию. Равновесное отравление наступает значительно позже, чем отравление ксеноном, а величина отравления почти в 5 раз меньше, чем для ксенона (табл.3.3).

Таблица 3.3. Стационарное отравление ксеноном и самарием

85

В отличие от отравления ксеноном отравление самарием в конце переходного процесса выходит на прежнее стационарное значение. Всплески и провалы отравления заметно меньше, а продолжительность переходного процесса на порядок выше (рис.3.8).

Рис.3.8. Зависимость отравления самарием от времени при сбросе и увеличении нагрузки

Кривая 1 отвечает сбросу нагрузки, а кривая 2 – увеличению нагрузки.

Зависимость отравления реактора от времени после его выключения определяется выражением

Отсюда видно, что максимальное отравление после отключения реактора достигает значения (рис.3.9)

86

t , сутки

5 10 15

Рис.3.9. Зависимость отравления самарием после отключения реактора при различных Фо: 1 – Фо = 10×14 1/см2×с; 2 – Фо = 3×1012 1/см2×с

Глава 4. УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Ядерный реактор, как любая система преобразования энергии, должен быть оснащен системой управления для регулирования, ограничения уровня мощности и обеспечения правильного режима работы. При эксплуатации ядерного реактора должны быть решены три проблемы: обеспечение условий наилучшего использования нейтронов, разработка техники отвода теплоты и организация надежного управления. Проблема управления, в первую очередь, связана с обеспечением безопасности ядерного реактора.

Вопросы безопасности ядерного реактора играют главенствующую роль при его эксплуатации, т.к. ядерный реактор представляет огромную опасность при аварийных ситуациях. В случае аварии в какой-либо части установки или отключения нагрузки реактор нужно как можно скорее остановить, иначе выделяющаяся энергия будет усугублять начавшуюся аварию.

87