GOSy_teoria_2013

Величина дкр зависит от давления, паросодержания, скорости движения среды, размеров и формы канала. Значение дкр для каждого конкретного случая можно найти в специальной литературе.

Кризис теплообмена 2-го рода - может возникать и при низких значениях теплового потока. Ухудшение теплообмена возникает в области высоких паросодержаний. Причину его возникновения связывают с переходом стержневого режима движения в дисперсный поток (эмульсионный режим) с последующим подсыханием жидкой микропленки на внутренней поверхности трубы.

Возникновение любого кризиса теплообмена сопровождается скачкообразным повышением температуры металла труб. При возникновении кризиса теплообмена 1-го рода температура металла может превысить допустимую. Поэтому для обеспечения надежной работы поверхности нагрева необходимо выполнять условие;

Пароциркониевая реакция — экзотермическая химическая реакция между цирконием и водяным паром, которая идёт при высоких температурах. В частности, реакция может происходить в активной зонеядерного реактора с водяным теплоносителем и/или замедлителем при её перегреве[1] в условиях контакта циркониевых конструкционных элементов с водой.Сплавы циркония являются наиболее распространённым конструкционным материалом тепловыделяющих сборок, в виде которых используется ядерное топливо в реакторах. В случае тяжёлой аварии с нарушением отвода тепла топливо может разогреться до больших температур за счёт остаточного тепловыделения остановленного реактора. В активной зоне даже некипящих реакторов при этом образуется пар, который по достижении 900—950 °C вступает в реакцию с цирконием. В результате образуется водород в количестве около 0,491 литр на грамм

прореагировавшего циркония и выделяется большое количество тепла —

6530 кДж/кг[2].

Реакция протекает в соответствии с уравнением:

Zr + 2H2O = ZrO2 + 2H2 + Q,

75. Остаточное тепловыделение.

Когда изменяется мощность ЯР то практически ~ изменится плотность потока нейтронов тем не менее существует отклонение ~. Основные причины отклонения от ~: 1) температурные коэф-ты (темпе-ра в одном месте изменилась быстрее в другом медленее- из-за эф-та Доплера). 2)Отравление ЯР продуктами деления (Хе накапливается неравномерно в зонах ЯР). Дополнительные причины: 1)Запаздывающие нейтроны 2)Распад ПД. Эти

121

временные эф-ты имеют существенную роль при пуске ЯР и при изменении мощности. При работе на мощности ими можно пренебрегать они почти не влияют на расход т/н но они становятся опасными если поток т/н прекращается или сразу ↓-ся после остановки реактора. Остановка реактораприведение ЯР в подкритическое состояние для снижения тепловой мощности до уровня обусловленного: 1) спонтанным делением 2) фотонейтроными реакциями 3) β и γ- излучением ПД. Плановая остановка реактора: в АЗ вводятся поглотители нейтронов со скоростью, которая обеспечивает допустимую с т. з. термических напряжений, скорость снижения мощности и температуры. Аварийная остановка ЯР: мощность ↓-ся со скоростью необходимой для сохранения целостности АЗ в сложившейся обстановке. Скорость снижения тепловыделения в ЯР после введения (-)ρ определяется => процессами: 1)делением топлива (мгновенными) (когда вводим стержни то топливо которое внизу ещё делится) 2)тепловой инерцией материала АЗ и кол-вом аккумул-го в нём тепла. 3)делением топлива запаздывающими и фотонейтронами. 4)торможением ρ и γ-излучением ПД которые накапливались в процессе работы. Мощность от деления мгновенными снижается за доли секунды соответ-но ↓-ся: 1)Мощность от торможения осколков деления 2)М от замедления и захвата нейтронов 3)М от захвата мгновееного γ-излучения. Фактически М тепловая снижается медленнее вследствии тепловой инерции АЗ. Тепловая инерция АЗ зависит от материала и условий теплосъёма. Тепловая М обусловленная делением запаздывающимипренебрежима уже ч/з 3-5 минут.(т.к. полупериод распада самых долгоживущих предшественников=80.5 сек., а они не исчезают а становятся их в два раза меньше).

76. Остаточное тепловыделение.

Когда изменяется мощность ЯР то практически ~ изменится плотность потока нейтронов тем не менее существует отклонение ~. Основные причины отклонения от ~: 1) температурные коэф-ты (темпе-ра в одном месте изменилась быстрее в другом медленее- из-за эф-та Доплера). 2)Отравление ЯР продуктами деления (Хе накапливается неравномерно в зонах ЯР). Дополнительные причины: 1)Запаздывающие нейтроны 2)Распад ПД. Эти временные эф-ты имеют существенную роль при пуске ЯР и при изменении мощности. При работе на мощности ими можно пренебрегать они почти не влияют на расход т/н но они становятся опасными если поток т/н прекращается или сразу ↓-ся после остановки реактора. Остановка реактораприведение ЯР в подкритическое состояние для снижения тепловой мощности до уровня обусловленного: 1) спонтанным делением 2) фотонейтроными реакциями 3) β и γ- излучением ПД. Плановая остановка

122

реактора: в АЗ вводятся поглотители нейтронов со скоростью, которая обеспечивает допустимую с т. з. термических напряжений, скорость снижения мощности и температуры. Аварийная остановка ЯР: мощность ↓-ся со скоростью необходимой для сохранения целостности АЗ в сложившейся обстановке. Скорость снижения тепловыделения в ЯР после введения (-)ρ определяется => процессами: 1)делением топлива (мгновенными) (когда вводим стержни то топливо которое внизу ещё делится) 2)тепловой инерцией материала АЗ и кол-вом аккумул-го в нём тепла. 3)делением топлива запаздывающими и фотонейтронами. 4)торможением ρ и γ-излучением ПД которые накапливались в процессе работы. Мощность от деления мгновенными снижается за доли секунды соответ-но ↓-ся: 1)Мощность от торможения осколков деления 2)М от замедления и захвата нейтронов 3)М от захвата мгновееного γ-излучения. Фактически М тепловая снижается медленнее вследствии тепловой инерции АЗ. Тепловая инерция АЗ зависит от материала и условий теплосъёма. Тепловая М обусловленная делением запаздывающимипренебрежима уже ч/з 3-5 минут.(т.к. полупериод распада самых долгоживущих предшественников=80.5 сек., а они не исчезают а становятся их в два раза меньше).

77. Критерий обеспечения безопасности эксплуатации ядерного реактора по теплофизическим параметрам. Импульсные и стационарные тепловые нагрузки.

Анализ переходных и аварийных режимов ЯЭУ показывает, что отрицательный температурный коэффициент реактивности оказывает решающее влияние на устойчивость работы реактора в переходном режиме. Установлено, что реактор не может быть доведен до атомного взрыва. Если реактор имеет даже положительный температурный коэффициент и пойдет в разгон, то в конце концов он снова возвратится в подкритическое состояние вследствие расплавления активной зоны и т.д. Но не исключается возможность теплового взрыва. Во всех аварийных случаях, связанных с быстрым возрастанием плотности нейтронов, чем больше температурный коэффициент, тем лучше. При заданном допустимом максимальном уровне мощности, чем больше температурный коэффициент, тем больше может быть допустимая скорость изменения реактивности. Это видно из рис.2.9. Это так называемая "пусковая" авария. Слишком большой температурный коэффициент реактивности также нежелателен, так как при этом становится возможной аварийная ситуация, связанная с понижением температуры теплоносителя. В реактор, работающий при нормальной температуре, вдруг внезапно начинает поступать свежий теплоноситель (холодный), что приводит к понижению средней температуры реактора. Это, в свою очередь,

123

приведет к увеличению реактивности и плотность нейтронов начинает возрастать. После того, как теплоноситель снова нагреется, начнет проявляться ограничивающее действие отрицательного температурного коэффициента. Но может случиться и так, что при очень быстром возрастании мощности отрицательный температурный коэффициент не обеспечит сохранности реактора.

Максимальная мощность, которая достигается в рассматриваемом аварийном режиме, тем больше, чем больше результирующее понижение температуры активной зоны. Таким образом, если установить определенный аварийный уровень мощности, при превышении которого реактор будет поврежден, а ниже которого реактор находится в безопасности, то для каждого температурного коэффициента будет существовать соответственная величина понижения средней температуры теплоносителя, при которой данная предохранительная система будет обеспечивать безопасность эксплуатации.

124

При заданном допустимом максимальном уровне мощности, чем больше отрицательный температурный коэффициент, тем меньше допустимое понижение температуры и допустимая скорость изменения реактивности в аварийном режиме. Из рисунка видно, что имеются наивыгоднейшие значения отрицательного температурного коэффициента, при которых допустимая скорость изменения реактивности максимальна. Величина температурного коэффициента реактивности с1р/с1Т, не является постоянной для всего диапазона мощностей реактора, она зависит от температуры активной зоны. Температурный коэффициент реактивности для ВВЭР составляет - (2-4)- \0~4 1/°С. В реакторе с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем Д/уАТ имеет существенно меньшее значение, но все-таки остается отрицательным - (0,3-0,6) 10~4 1/°С. На рис. 2.11 представлен график изменения запаса реактивности, /?зап с момента пуска реактора из холодного разотравленного состояния до остановки, полного расхолаживания и разотравливания.

125

78.Хуюшки

79.Хуюшки

126

80. Критерии безопасности

Основным принципом обеспечения безопасности, положенным в основу проекта АЭС с реактором РБМК, является непревышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению обслуживающего персонала и населения, а также нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и проектных авариях. При анализе аварийных ситуаций и разработке средств обеспечения безопасности реактора в соответствии с ОПБ-88 приняты следующие проектные критерии безопасности:

1.должна быть обеспечена безопасность при любом проектном исходном событии с наложением одного независимого отказа любого элемента систем безопасности и одного необнаруженного отказа, неконтролируемого при эксплуатации;

2.эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин не должен превышать 0,2% твэлов с дефектами типа газовой неплотности оболочек и 0,02% твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива;

3.предел безопасной эксплуатации, определяющий допустимый уровень активности теплоносителя по величине и количеству дефектов твэлов, составляет 1% для твэлов с прямым контактом теплоносителя и топлива.

4.максимальный проектный предел повреждения твэлов при авариях устанавливает:

:: температуру оболочек твэлов не более 1200 °С; :: локальную глубину окисления оболочек твэлов — не более 18% первоначальной толщины стенки :: долю прореагировавшего циркония — не более 1% его массы в оболочках твэлов.

81.Хуюшки

82.83

127

83. Реактор в подкритическом, критическом и надкритическом состоянии.

Для начала реакции в АЗ необходимо иметь источник нейтронов, который может быть:

Искусственный источник: ( ,n), Pu, Ra, Rn, ( ,n) Естественные источники:

а) спонтанное деление ядер (преимущественно на четно-четных ядрах); б) нейтроны космического излучения

Если АЗ работала, то в ней накапливаются -активные нуклиды. При наличии в АЗ Be и D2O идет реакция ( ,n) – фотонейтроны.

В АЗ объемом V, плотность потока нейтронов и плотность нейтронов,

имеющих скорость (см/сек), и среднее время жизни l (сек) и обусловленных

~

источником нейтронов с интенсивностью Q (нейтр/сек) соответственно равны:

Тепловая мощность обусловлена спонтанным делением без учета размножения, создающим

84.Хуюшки

85.Органы регулирования реактором, дифференциальные и интегральные характеристики регулирующих стержней.

Для управления реактором в норм. и авар. режимах характерно 3 вида реактивности:

1)компенсация большого запаса реактивности: зап>> эф

2)небольшие изменения для управления мощностью ректора

3)быстрое уменьшение для аварийной остановки реактора

Для компенсации оперативного запаса зап, освобождении его в процессе эксплуатации, используют компенсаторы реактивности, которые выполнены в качестве компенсирующих стержней или решетки. Этот способ компенсации называется активным.

Также есть пассивный способ: часть запаса реактивности, расходуемая на выгорание и шлакование, компенсируется выгорающими поглотителями (в топливе, в т/н, в км).

Дифференциальная характеристика КС – зависимость эффективности 1мм

128

его в АЗ – эффективность части погруженного стержня).

Интегральная характеристика используется для:

-расчета критического положения КС перед пуском ЯР;

-определения запаса реактивности в любой момент кампании для оценки оставшегося энергозапаса;

-оценка высвобождаемой или компенсируемой реактивности при перемещении КС на значительные расстояния;

-определение подкритичности ЯР после остановки;

-анализа поведения реактора при возникновении неисправности с отдельными КС.

86.Последовательность и правила расчета критического

положения органов регулирования.

Критическое положение КС при пуске определяется по формуле:

H КСКРИТ H КС* (КС* ) Н КС () H КС (КС* )

где: Нкс* - критическое положение КС в любой предыдущий момент времени t*.

кс* - физический вес КС, соответствующий Нкс*.

- изменение оперативного запаса реактивности с момента времени t* до пуска.

Нкс – изменение положения КС, обусловленное изменением оперативного запаса реактивности на величину .

Нкс – положение КС, соответствующее физическому весу ( кс*+ ). Изменение оперативного запаса реактивности с момента известного критического положения стержней до момента очередного пуска в общем случае равно:

К Хе Sm t N АР Н3ВО3

К - изменение оперативного запаса реактивности вследствие выгорания, шлакования, воспроизводства топлива, стационарного отравления Sm-149. Определяется по кривой энерговыработки; в случае, если за известное

критическое положение КС берется Нкс* в момент предыдущей остановки, то

К 0 .

Хе - изменение оперативного запаса реактивности вследствие стационарного отравления Xe. Определяется по кривым отравления для той мощности, на которой работал ЯР перед предыдущим пуском и перед настоящим пуском за последние 40 часов работы.

130