- •Севастопольский институт ядерной энергии и промышленности
- •Основы теории ядерных реакторов Курс для эксплуатационного персонала аэс
- •Содержание
- •Перечень сокращений
- •Тема 1.
- •1.1. Строение вещества
- •1.2. Строение и характеристики атомов
- •Атомная теория раскрывает физический смысл этих характеристик в следующих основных положениях:
- •1.3. Строение ядер и свойства ядерных сил
- •1.4. Энергия связи и устойчивость ядер атомов
- •1.4.5. Энергия связи, приходящаяся на один нуклон ядра
- •1.5. Закономерность и характеристики радиоактивного распада
- •Тема 2 нейтронные ядерные реакции
- •2.2. Особенности реакции деления и их практическое значение
- •2.3. Основные характеристики нейтронных полей
- •2.4. Скорости нейтронных реакций и их характеристики
- •Тема 3 критичность реактора и условия её реализации
- •3.1. Условия осуществления критичности реактора
- •3.1.2. Эффективный коэффициент размножения и реактивность реактора
- •3.2. Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе.
- •3.2.2. Нейтронный цикл и характеристики его физических процессов
- •4.1. Ядерное топливо.
- •4.2. Замедлитель.
- •4.3. Теплоноситель
- •4.4. Параметры структуры активных зон гетерогенных эяр.
- •Тема 5 замедление нейтронов в реакторе и его размножающие свойства
- •5.1. Общие начальные рассуждения
- •Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов - это доля нейтронов, избежавших утечки из активной зоны при замедлении, от всех нейтронов поколения, начавших процесс замедления в активной зоне.
- •5.2. Характеристики замедляющих свойств веществ
- •5.3. Возраст нейтронов в среде
- •Величину, обратную величине транспортного смещения
- •Возраст нейтронов с энергией е - это шестая часть среднего квадрата пространственного смещения нейтрона в среде при замедлении от начальной энергии Ео до данной энергии е.
- •5.4. Уравнение возраста Ферми и его решение
- •5.5. Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов
- •Спектр замедляющихся нейтронов Ферми в гомогенной непоглощающей среде
- •5.7. Время замедления нейтронов в среде активной зоны
- •Краткие выводы
- •Тема 6. Диффузия и размножающие свойства теплового реактора
- •6.1. Закон диффузии тепловых нейтронов и длина диффузии
- •6.2. Скорость утечки тепловых нейтронов из единичного объёма активной зоны
- •6.3. Волновое уравнение, уравнение критичности реактора и величина вероятности избежания утечки тепловых нейтронов
- •6.4. Геометрический параметр цилиндрического реактора без отражателя и поле тепловых нейтронов в нём
- •Краткие выводы
- •7.1. Константа
- •7.2. Коэффициент использования тепловых нейтронов
- •7.2.6. Зависимости величины от определяющих её факторов.
- •Краткие выводы
- •Тема 8 уран-238 и размножающие свойства реактора
- •8.1. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
- •8.1.2. Величина в цилиндрическом блоке из природного металлического урана.
- •8.2. Вероятность избежания резонансного захвата
- •Тема 9 критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем
- •9.1. Отражатель теплового реактора
- •9.2. Эффективная добавка (э)
- •9.3. Геометрический параметр и поле тепловых нейтронов в гомогенной цилиндрической активной зоне с отражателем
- •9.4. Особенности нейтронного поля в гетерогенном реакторе
- •9.5. Показатели неравномерности нейтронного поля в реакторах
- •Тема 10 температурные эффекты реактивности реактора
- •Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности
- •Температурный эффект реактивности реактора
- •Три характерных для ввр типа кривых тэр
- •Температурный коэффициент реактивности реактора (ткр)
- •Условие устойчивости работы энергетического реактора на мощности
- •10.3. Чем определяется форма кривой тэр реактора?
- •Условные составляющие тэр и ткр
- •Мощностной тэр (ткр) реактора
- •Тэр и ткр теплоносителя
- •Раздел 3 кинетика реактора
- •Тема 11 элементарная кинетика теплового реактора
- •10.1. Элементарное уравнение кинетики реактора
- •Среднее время жизни поколения нейтронов в тепловом реакторе
- •Следовательно, время жизни запаздывающих нейтронов любой группы
- •11.3. Период реактора, период удвоения мощности и их взаимосвязь
- •Тема 12 кинетика реактора с учётом запаздывающих нейтронов
- •Система дифференциальных уравнений кинетики реактора с учётом
- •Уравнение обратных часов.
- •Переходные процессы при сообщении реактору отрицательной
- •Переходные процессы при сообщении реактору положительных реактивностей
- •Особенности переходных процессов при сообщении реактору малых и больших реактивностей
- •Как управляют реактором на малых уровнях мощности?
- •Тема 13 основы кинетики подкритического реактора при его пуске
- •Источники нейтронов в подкритическом реакторе
- •Что это за источники?
- •Устанавливающаяся в подкритическом реакторе плотность нейтронов
- •Переходные процессы при изменениях степени подкритичности реактора
- •Учитывая, что отношение начальной и конечной плотностей нейтронов
- •Время практического установления подкритической плотности
- •Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность реактора
- •Краткие выводы
- •Раздел 4. Изменения запаса реактивности при работе реактора
- •Тема 14.
- •Понятия общего и оперативного запаса
- •Тема 15 уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива
- •15.2. Энерговыработка реактора
- •15.4. Основные характеристики выгорания
- •Тема 16 уменьшение запаса реактивности за счёт шлакования ядерного топлива
- •Кинетика роста потерь запаса реактивности за счёт шлакования
- •Тема 17 рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива
- •17.2. Система дифференциальных уравнений воспроизводства плутония-239
- •Рост запаса реактивности с воспроизводством плутония-239.
- •17.4. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
- •Тема 18 использование выгорающих поглотителей
- •18.1. Характеристики наиболее распространённых выгорающих поглотителей
- •18.2. Факторы, определяющие скорость выгорания вп
- •18.4. Кривая энерговыработки активной зоны реактора
- •Тема 19 отравление реактора ксеноном
- •Отравления реактора ксеноном
- •Стационарное отравление реактора ксеноном.
- •19.3. Переотравление после останова реактора («йодная яма»)
- •Переотравления реактора ксеноном после изменения уровня мощности
- •19.5. Расчёт изменений потерь реактивности за счёт переотравлений реактора.
- •Тема 20 отравления реактора самарием-149
- •20.1. Схема образования-убыли 149Sm и дифференциальные уравнения отравления реактора самарием
- •20.1. Схема образования и убыли самария-149 и сопутствующих продуктов деления и их распада
- •20.2. Потери реактивности при стационарном отравлении реактора самарием
- •20.3. Закономерность роста потерь реактивности от отравления самарием до выхода реактора на стационарный уровень отравления.
- •20.4. Нестационарное переотравление реактора самарием после останова («прометиевый провал»)
- •20.5. Переотравление самарием после пуска длительно стоявшего реактора
- •20.6. Нестационарное переотравление реактора самарием после перевода реактора на более высокий или более низкий уровень мощности
- •Раздел 5.
- •Действие вводимого в активную зону стержня-поглотителя
- •Характеристика положения стержня-поглотителя в активной зоне
- •Понятия об интегральной и дифференциальной эффективности
- •Эффективный радиус стержня-поглотителя
- •Физический вес центрального стержня-поглотителя полной длины
- •21.6. Физический вес нецентрального подвижного поглотителя
- •Характеристики поглотителей – кривые интегральной и дифференциальной эффективности
- •Изменение реактивности реактора при перемещении стержня
- •Особенности характеристик укороченных поглотителей
- •Интерференция подвижных стержней-поглотителей
- •21.11. Простейшие методы градуировки подвижных поглотителей
- •Тема 22 борное регулирование ввэр
- •22.1. Сущность борного регулирования
- •22.2. Характер изменения концентрации борной кислоты в первом контуре
- •Эффективность борной кислоты
- •Факторы, определяющие величину дифференциальной эффективности борной кислоты
- •Тема 23 расчётное обеспечение ядерной безопасности ввэр при его эксплуатации
- •Расчёт пусковой критической концентрации борной кислоты
- •Расчёт предельно допустимого расхода подпитки первого контура чистым дистиллатом при пуске ввэр
- •Время снижения концентрации борной кислоты до заданной величины
- •Расчёт безопасного значения стояночной концентрации борной кислоты
- •23.5. Расчёт времени подпитки первого контура концентрированным раствором борной кислоты до достижения безопасной стояночной концентрации
- •Литература
Три характерных для ввр типа кривых тэр
Аналитическая зависимость величины температурного эффекта реактивности реактора от средней температуры теплоносителя t(tт) является очень сложной функцией. Поэтому использование аналитического выражения t(tт) (допуская, что его можно получить в более или менее годном для использования виде) для оператора реакторной установки было бы неудобным: чем сложнее формула, которая его описывает, тем более громоздкие расчёты приходилось бы вести для решения принципиально очень простой задачи о температурном изменении реактивности реактора.
Но оператору подобного рода задачи решать всё же надо, и надо решать их быстро и, желательно, без громоздких вычислений. Поэтому для практического использования эту зависимость выражают не в аналитической, а в графической форме. Пусть график функции не даёт идеальной точности, но он более нагляден и с практически необходимой точностью нужные задачи позволяет решать буквально в считанные секунды.
График функции t(tт) обычно коротко называют кривой температурного эффекта реактора. Хорошо и в удобном масштабе вычерченная (по результатам последних физических измерений) кривая ТЭР позволяет быстро снять величины ТЭР при нужных температурах и сосчитать температурное изменение реактивности реактора при конкретном изменении средней температуры теплоносителя от tт1 до tт2:
(10.1.2)
независимо от того, идёт ли речь о разогреве реактора (tт2 tт1) или о его расхолаживании (tт2 tт1). Следуя формуле (10.1.2), мы никогда не ошибёмся в знаке температурного изменения реактивности реактора: положительная величина t означает, что при изменении средней температуры теплоносителя tт = tт2 – tт1 имеет место высвобождение положительной реактивности, а при t 0 – наоборот – потеря реактивности за счёт изменения средней температуры теплоносителя в активной зоне.
Энергетическим реакторам свойственны кривые ТЭР трёх качественных типов (или форм), показанных на рис.10.1.
t(tт)
I
t2
t
t1
II
tтном
0 tт, оС
20o tт1 tт2
III
Зона рабочих
средних
температур
Зона разогрева
Рис.10.1. Три типа кривых ТЭР, свойственных реальным энергетическим реакторам.
Кривая ТЭР первого типа отличается восходящим до максимума характером с последующим снижением величины ТЭР, но вся она лежит в положительном квадранте величин ТЭР.
Кривая второго типа также имеет немонотонный характер изменения ТЭР; максимум её лежит в области меньших температур; но на убывающем участке она падает до нуля, а затем переходит в отрицательную область изменения величин ТЭР.
Кривая третьего типа имеет монотонный, чисто убывающий характер и целиком располагается в отрицательном квадранте величин ТЭР.
Величины температурного эффекта, как следует из рис.10.1, могут быть положительными, отрицательными и даже принимать нулевые значения при некоторых (отличных от 20оС) средних температурах теплоносителя.
Любой энергетический реактор предназначен для работы на мощности при определённой расчётной средней температуре теплоносителя, при которой вся вырабатываемая в стационарном режиме тепловая мощность реактора сбалансирована величинами мощности, отводимой теплоносителем, и рассеиваемой в окружающую реактор среду. Эту температуру называют номинальной средней температурой теплоносителя. Небольшой (как правило, не более 5оС около номинальной температуры) интервал, в пределах которого изменяются величины средних температур теплоносителя в нестационарных (переходных) режимах работы реактора, называют зоной рабочих средних температур (рис.10.1).
Температурный интервал от 20оС до наименьшего из значений рабочих средних температур кратко называют зоной разогрева.
Таким образом, для того, чтобы после пуска реактора на минимально контролируемый уровень мощности (МКУМ) окончательно привести его в рабочее состояние (или, как говорят, – ввести его в энергетический режим), его разогревают с ограниченной скоростью путём медленного подъёма его мощности до тех пор, пока средняя температура теплоносителя не достигнет своего рабочего значения. При дальнейшей работе в стационарных режимах величина средней температуры теплоносителя поддерживается постоянной в силу естественных теплообменных и рассеивающих свойств активной зоны реактора, а в переходных режимах – ещё и корректируется средствами автоматики регулирования реактора. Однако, точно выдержать неизменной величину средней температуры в переходных режимах (режимах изменения уровня мощности реактора) не удаётся; именно в таких режимах величина средней температуры теплоносителя отклоняется от своего номинального значения в пределах нескольких градусов. Разница наибольшего и наименьшего значений температур при этом и ограничивает упомянутую выше зону рабочих средних температур.
Величину температурного эффекта реактивности при номинальной средней температуре теплоносителя называют полным ТЭР реактора.
Величина полного температурного эффекта у энергетических реакторов может быть как положительной (кривая I типа), так и отрицательной (кривые II и III типов). Абсолютные величины полных ТЭР могут достигать 23%, а это (как предстоит убедиться далее) – очень большие изменения реактивности, проявление которых может создать ядерно-опасные ситуации.