- •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
Условие устойчивости работы энергетического реактора на мощности
С понятием устойчивости встречаются едва ли не в любой области человеческой любознательности, особенно – в технических её областях.
Например, устойчивость корабля (в морской терминологии именуемая остойчивостью): остойчивость корабля – это его способность плавать в прямом ненаклонённом положении, сопротивляться действию внешних сил, стремящихся вывести корабль из этого положения, и возвращаться вновь к этому положению после прекращения действия возмущающих сил.
Представьте себе стоящее на якоре судно: при отсутствии возмущающих сил (например, при отсутствии дующего в борт ветра) оно стоит прямо, без крена. Подул слабый ветерок – судно накренилось на небольшой угол в направлении действия силы ветра и осталось в этом положении, сопротивляясь кренящему моменту. Ветер стал дуть сильнее – судно накренилось на больший угол, вновь сохранив устойчивое наклонённое положение (правильная конструкция позволяет судну создавать при крене восстанавливающий момент, равный по величине кренящему моменту и компенсирующий его, благодаря чему судно сохраняет устойчивое наклонённое положение при любых углах крена и не опрокидывается).
Аналогичным свойством обладает и правильно спроектированный реактор. Ему тоже присуща способность длительно устойчиво работать в критическом режиме (на постоянном уровне мощности) при отсутствии возмущений реактивности. Ему тоже свойственно при возмущении по реактивности переходить в состояние критичности на новом уровне мощности и возвращаться в состояние критичности на исходном уровне мощности после прекращения действия возмущения.
Устойчивость энергетического реактора – это его способность при случайных возмущениях реактивности постоянной величины переходить в критическое состояние на новом уровне мощности, а после снятия возмущения – возвращаться в критическое состояние на исходном уровне мощности.
Рассмотрим, какие процессы происходят в реакторе после воздействия на него случайных возмущений реактивности постоянной величины, и за счёт чего обеспечивается столь важное для нас свойство его устойчивости.
Возьмём для рассмотрения любой конкретный реактор, характеризуемый определённой кривой ТЭР (например, кривой III типа). Допустим, что такой реактора разогрет до номинальной средней температуры и работает в критическом режиме (kэ = 1, = 0) на небольшом уровне мощности Np0, и в некоторый момент он получает случайное возмущающее воздействие положительной реактивности (t) = idem = * постоянной величины.
Сообщение реактору * 0, разумеется, делает изначально критический реактор надкритическим, то есть его мощность начинает расти. При постоянном расходе охлаждающего активную зону теплоносителя в силу законов теплопередачи с ростом мощности начинает расти средняя температура теплоносителя в реакторе.
(t)
*
t (t) = * - t
0 t
0
Np(t)
Np1
Np0
0 t
tт(t)
tт t = *
tт1
t
tт0 tт0
0 t
0
t(tт)
Рис.10.2. Переходные процессы изменений реактивности, тепловой мощности и средней температуры
теплоносителя в реакторе с отрицательным ТКР после возмущения положительной реактивностью *.
*) Расположенная в правом нижнем углу кривая ТЭР ради более наглядной согласованности с графиком переходного процесса изменений средней температуры теплоносителя повёрнута под углом 90о.
По мере роста мощности и средней температуры растёт величина отрицательного температурного изменения реактивности реактора, которая по мере своего увеличения всё более и более уменьшает суммарную величину положительной реактивности, сообщённой реактору:
= * - t.
Следовательно, в процессе роста мощности и средней температуры когда-то должен наступить такой момент, когда отрицательные температурные потери реактивности t.сравняются по абсолютной величине с величиной положительной реактивности *, первоначально сообщённой реактору, и величина суммарной воздействующей на реактор реактивности стане равной нулю. То есть реактор станет критичным на достигнутом к этому моменту уровне мощности, и дальнейший рост мощности и связанный с ним рост средней температуры теплоносителя прекратятся.
Таким образом, первый признак устойчивости реактора, упомянутый в её определении, выполнен, и из проделанных рассуждений следует, что этим свойством реальный реактор обязан тому, что в процессе роста его мощности и средней температуры в нём вырабатывается отрицательная реактивность температурного происхождения, которая постепенно «съедает» величину положительного возмущения сообщённой реактору реактивности *.
А теперь посмотрим, как обстоит дело с выполнением второго признака устойчивости, а именно – с возвращением реактора на первоначальный уровень мощности после снятия величины положительного возмущения *.
Теперь, когда реактор критичен на мощности Np1 (то есть его реактивность равна нулю), снять положительную реактивность * - это то же самое, что сообщить реактору отрицательную реактивность такой же величины. И вряд ли стоит рисовать систему графиков, подобную изображённым на рис.10.2, чтобы сообразить, что все переходные процессы изменений реактивности, мощности и средней температуры будут происходить в обратной последовательности. Сообщение первоначально критичному на мощности Np1 отрицательной реактивности (-*) делает реактор подкритическим, в результате чего он начинает снижать нейтронную и тепловую мощность. Снижение мощности при постоянном расходе теплоносителя приведёт к уменьшению средней температуры теплоносителя, что, в свою очередь, приведёт к температурному высвобождению положительной реактивности, которая, алгебраически складываясь с отрицательной реактивностью (-*), приводит к всё большему и большему уменьшению абсолютной величины суммарной реактивности , которое неминуемо закончится тем, что последняя упадёт до нуля (при возрастании t до -*), и это случится именно в тот момент, когда мощность реактора и средняя температура теплоносителя в нём снизятся до исходных значений (Np0 и tт0 соответственно).
Теперь вернёмся к условию устойчивости реактора. Для приведенных рассуждений была взята кривая ТЭР реального реактора III типа, но с таким же успехом можно было бы взять кривую ТЭР I или II типа. Для кривых ТЭР всех трёх типов характерным является то, что все они имеют в зоне рабочих средних температур теплоносителя убывающий характер.
А если бы было по-иному? Если бы кривая ТЭР имела в этой зоне восходящий вид?
При сообщении первоначально критическому реактору положительного возмущения * реактор, становясь надкритическим, увеличивает мощность и среднюю температуру теплоносителя. С ростом температуры при возрастающем характере кривой ТЭР начинает высвобождаться температурная положительная реактивность t, которая, добавляясь к величине *, увеличивает суммарную величину воздействующей на реактор положительной реактивности. Реактор начинает увеличивать мощность и среднюю температуру всё более и более возрастающим темпом, что приведёт к ещё большему темпу высвобождения положительной температурной реактивности, а последняя – к ещё большему темпу роста мощности и средней температуры… Чем это может без вмешательства человека закончиться – нетрудно себе представить: активная зона от перегрева твэлов будет разрушена. Реактор с такой кривой ТЭР, конечно же, не будет устойчивым. Приводя три характерных для энергетических ВВР кривых ТЭР, мы не делали замечаний о том, что кривая ТЭР принципиально может иметь и чисто восходящий характер. Потому, что, как теперь должно быть ясно, реактор с такой температурной характеристикой попросту не имеет право на существование.
Следовательно:
Условием устойчивости энергетического реактора является падающий характер кривой ТЭР в зоне рабочих средних температур или (выражаясь более профессионально) – отрицательность величины ТКР в этой зоне.
Конечно, обеспечить отрицательность и оптимальную величину ТКР реактора в течение всей кампании – задача конструкторов-расчётчиков активной зоны. Удел эксплуатационников – следить в течение всей кампании за тем, чтобы величина отрицательного ТКР не вышла за определённые пределы. Потому, что даже отрицательность величины ТКР в зоне рабочих средних температур не даёт гарантий обеспечения практической устойчивости работы реактора, которая определяется не только знаком ТКР (отрицательность ТКР – это только необходимое условие устойчивости), но и его абсолютной величиной.
Величина ТКР не может быть слишком малой. Какой смысл говорить о принципиальной устойчивости реактора, который при умеренном положительном возмущении * = 0.15% прекратит увеличение мощности лишь тогда, когда она достигнет 200% от номинальной, а средняя температура теплоносителя вырастет выше 350оС? Такой реактор без внешнего вмешательства в его работу (со стороны оператора или системы автоматического регулирования мощности – безразлично) опасен почти так же, как и реактор с положительным температурным коэффициентом реактивности. Поэтому малый по абсолютной величине отрицательный ТКР явно недостаточен для обеспечения практической устойчивости реактора.
Предположим далее, что удалось создать реактор с очень большим по абсолютной величине отрицательным ТКР в зоне рабочих температур. В этом случае увеличение средней температуры даже на 2 – 3 оС сопряжено с появлением большой температурной отрицательной реактивности, а, значит, даже для небольшого повышения мощности реактора потребуется затрачивать для компенсации этих потерь реактивности большие величины оперативного запаса реактивности реактора. Значит, и большой отрицательный ТКР – не хороший фактор, сковывающий маневренные свойства реактора. Но и это ещё – полбеды: в определённых условиях большой отрицательный ТКР может стать источником ядерной опасности. Достаточно представить себе ситуацию, связанную с резким охлаждением активной зоны (например, за счёт «заброса» в реактор относительно холодного теплоносителя): в результате резкого (даже небольшого по величине) падения средней температуры в активной зоне в этом случае будет практически без запаздывания высвобождена большая величина положительной реактивности, причём в течение столь малого промежутка времени, что введением подвижных поглотителей в активную зону скомпенсировать эту реактивность можно, попросту говоря, не успеть.
Следовательно, абсолютная величина отрицательного ТКР в зоне рабочих температур должна быть не малой и не большой, она должна быть оптимальной для данного типа реактора с учётом оперативных возможностей его органов СУЗ, требующейся для практики использования РУ маневренности, располагаемого оперативного запаса реактивности и некоторых других факторов.
Ещё раз подчеркнём то, о чём не имеет права забывать оператор РУ: обеспеченный в начале кампании отрицательный ТКР изменяет свою величину в процессе кампании. Значит, для того, чтобы пользоваться в расчётах достоверными данными, необходимо с должной регулярностью проводить физические измерения и уточнять температурные характеристики реактора.
Наконец, несмотря на обеспеченный расчётчиками отрицательный ТКР, для того, чтобы не выйти за пределы устойчивости, следует ограничивать величины разовых введений положительных реактивностей. Реактор – не ванька-встанька, способный подняться в вертикальное положение после толчка любой силы; чем меньшие по величине толчки положительных реактивностей он испытывает, тем лучше для него во всех отношениях. И, в первую очередь, - в отношении устойчивости его работы.