- •Тема №5 в 10 семестре 2012г . Управление реактором в режиме перегрузка ядерного топлива.
- •Лекция 1. Организация работы в 10 семестре.
- •1. Первым вопросом к билету является отчёт по уир на дискете.
- •2. Вторым вопросом является проверка Вашей тетради с ответами и
- •Общим девизом 10 семестра может служить название : Методы и аппаратура для повышения безопасности и экономичности ядерно-опасных режимов (яор) эксплуатации яр аэс.
- •Аварийных Защит (аз ) яр аэс ;
- •Лекция № 2. Перегрузка ядерного топлива на яр типа ввэр-1000.
- •2.1 Существующая система перегрузки топлива и её недостатки.
- •Вопрос 1: Чем принципиально отличаются загрузки от перегрузок топлива? Цели перегрузок топлива на реакторах и их опасность на реакторах типа ввэр.
- •Конструктивные особенности перегрузки топлива реактора ввэр-1000.
- •Вопрос 1 к лекции №2. Расскажите о пяти видах опасностей, которые возникают при перегрузке на яр типа ввэр.
- •1.3 Старая структура системы перегрузки и её недостатки.
- •Недостатки этой системы :
- •Ядерная опасность при операции перегрузка.
- •Искусственные источники мощностью порядка 10-3 Вт и
- •Фотонейтронные источники остановленных яр (1-10 Вт).
- •Радиационная опасность при перегрузке топлива.
- •Системный подход к изучению любой системы требует соблюдения такой последовательности:
- •1.Запас и расход реактивности для работы в течение года работы яр,
- •Физические основы яб при перегрузке. План ответа.
- •3.Что такое bЭфф и почему все параметры уравнения нейтронной кинетики нужно измерять только в долях bЭфф ?
- •4. Уравнения нейтронной кинетики яр в относительных параметрах в нестационарных и стационарных состояниях.
- •1.Цель перегрузки и взаимодействие элементов в её структуре
- •2. Оценка необходимого запаса реактивности при перегрузке
- •Тепловая и нейтронная мощности реактора
- •Преобразовать электроны и ионы в электрические импульсы ( при малом потоке нейтронов ) или в пульсирующий постоянный ток ( при больших потоках нейтронов ).
- •2Спос.U235 2 осколка по 80 Мэв
- •1Способ - в9 и в10 Гамма кванты
- •Первый общий вопрос ко всем – Наличие дискеты с выполнением своей темы по уир,
- •Наличие в тетради ответов по вопросам темы и
- •Ответ по выбранному билету.
- •Билет № 5
- •Билет №6
3.Что такое bЭфф и почему все параметры уравнения нейтронной кинетики нужно измерять только в долях bЭфф ?
Величина b равна суммарной доле всех 6 групп запаздывающих нейтронов делящегося материала в активной зоне ЯР.
Однако, в отличие от критических стендов, где обычно проводят исследования физики с одним типом делящегося материала, в энергетических ЯР наряду с ураном 235 в процессе его выгорания образуется плутоний 239, который также делится и образует 6 групп своих запаздывающих нейтронов.
Поэтому для АЭС нужно учитывать вклад в суммарную долю запаздывающих нейтронов и плутония с учётом его изменения в течение года работы.
Как это сделать? Этой проблемой занялся американский учёный Кипин, который посвятил ей всю свою жизнь и выпустил целую книгу, которой пользуются все физики как справочником.
Результатом этих исследований является формула (5), которая учитывает ценность запаздывающих нейтронов и вклад плутония с учётом его изменения при накоплении в активной зоне.
Вклад запаздывающих нейтронов от плутония значительно меньше, чем от урана-235 и он меняется в течение кампании. Поэтому для учёта влияния плутония вводится понятие bЭФФ , Именно это значение необходимо учитывать при мгновенной критичности .
b235 х M235 + b239 х М239
bЭФФ = e х ---------------------------------- ( 5)
М235 + М239
Величина bЭФФ наиболее полно учитывает вклад запаздывающих нейтронов в процесс управления ЦР по следующим причинам :
Она учитывает ценность запаздывающих нейтронов e =1,1 (коэффициент ),
Она также учитывает вклад в запаздывающие нейтроны делящегося плутония,
Она позволяет оценить пределы изменения bЭФФ во время кампании.
Обычно для чистого изотопа урана -235 принимают b235 = 0,64 % , а для чистого изотопа плутония -239 на тепловых нейтронах b239 = 0,28 %.
Для оценки пределов изменения bЭФФ в начале кампании примем массу плутония равную нулю, а в конце кампании М235 = М239 . Тогда в начале кампании bЭФФ = 0,7% . а в конце кампании bЭФФ =0,46 % !
Для того , чтобы понять степень опасности пользования значением реактивности в долях dК при управлении ЯР , изобразим это графически :
Определение значения мгновенной критичности в долях КЭФФ и в bЭФФ.
КЭФФ = 1 + dКУПРАВЛЕНИЯ К=1 1,0046 1,007
------!-----------------!--------------------!
bЭФФ= 0,46 % bЭФФ= 0,7%
Этот график показывает , что в конце кампании управлять ЯР опаснее, если градуировать управляющие стержни в значениях dК, а не в относительных значениях r = dК/ bЭФФ .
Впервые эту особенность заметили американские физики экспериментаторы в 1960г и шутя ввели новую единицу измерения реактивности r = dК/ bЭФФ =1, назвав её « долларом «.
Однако при r =1 возникает мгновенная критичность, поскольку при этом величина dК = bЭФФ и на практике пользуются значениями r от 0,01 до 0,3 .
Поэтому физики одновременно ввели и более мелкую единицу измерения относительного отклонения dК от bЭФФ , равную 0,01, и назвали её « цент» как сотая часть доллара.
В СССР вначале физики- расчётчики продолжали измерять реактивность в долях
dК от КЭФФ в процентах, а физики-экспериментаторы - в долях bЭФФ !
Чтобы примирить их интересы для прикидочных оценок ввели переводной коэффициент между значениями dК в % и r в долях bЭФФ в виде :
r ( в bЭФФ ) = 1,5 х dК ( в % ) ( 6 )
При пользовании этим соотношением нужно помнить, что приняли bЭФФ =0,67 %.
Позже физики-экспериментаторы установили, что экспериментально точно измерить доли запаздывающих нейтронов, среднее время жизни мгновенных
нейтронов и саму реактивность можно только в долях bЭФФ !
Поэтому в настоящее время существует 4 веских причины – почему измерять реактивность нужно только в долях bЭФФ :
Величина r ( в bЭФФ ) показывает степень опасности управления ЯР,
Все параметры уравнений нейтронной кинетики ЯР экспериментально измеряются только в долях bЭФФ ,
Международные нормы ядерной безопасности приводятся только в bЭФФ и
Приборы для измерения реактивности градуируются не в % от КЭФФ , а в долях bЭФФ .
Теперь перейдём к выводу уравнений кинетики подкритического ЯР , которые необходимы нам для оценки безопасности процесса перегрузки ЯР типа ВВЭР-1000.
В уравнении (4) приведена расчётная формула разгона ЯР на мгновенных нейтронах без учёта вклада в переходной процесс запаздывающих нейтронов.
Однако позже физики –теоретики вывели формулу уравнений кинетики ЯР, где на переходной процесс учитывалось влияние шести групп запаздывающих нейтронов и запального источника нейтронов S .
Эта формула приводится ниже:
dn |dt = dКх n / ТМГН - d Ci / dt + S ( 7 )
d Ci / dt = bI х n / ТМГН - li х С ( 8 )
где: n – поток нейтронов в реакторе,
dК- реактивность в % от КЭФФ ,
ТМГН - время жизни мгновенных нейтронов.
bI – доля запаздывающих нейтронов i- ой группы,
Ci - концентрация предшественников i- ой группы и
S - запальный источник нейтронов для начала ЦР.