- •1. Основные особенности ядерного реактора, как источника тепловой энергии.
- •2. Основные составляющие реакторов на тепловых и быстрых нейтронах и их назначение.
- •3. Критический объем реактора и основные факторы, влияющие на его минимальное значение. Влияние отражателя на критические размеры.
- •Основные факторы влияющие на минимальное значение критического объема:
- •4. Как и за счет чего меняется коэффициент размножения нейтронов с течением времени. Выводы из этой зависимости.
- •Выгорание топлива
- •Накопление продуктов деления
- •Такой характер изменения позволяет сделать следующие важные выводы:
- •5. Мощность реактора и ее изменение во времени. Принципы управления мощностью реактора, границы управляемости.
- •6. Обеспечение надежности работы твэл в ядерном реакторе. Запасы до кризиса теплообмена.
- •7. Основные требования к теплоносителям аэс и преимущества, которые обеспечивают выполнение каждого требования.
- •8. Сравнение одноконтурных и двухконтурных схем аэс с водным теплоносителем.
- •9. Свойства натриевого теплоносителя и особенности схем аэс с натриевым теплоносителем.
- •10. Основные отличия в конструкциях водо-водяных реакторов типа вврд и вврк. В каких схемах аэс используются эти реакторы? Реакторы с водой под давлением (вврд)
- •Корпусные кипящие реакторы (вврк)
- •11. Основные конструктивные элементы реакторов вгрк и их назначение (на примере реактора рбмк – 1000).
- •12. Основные конструктивные элементы реакторов типа бн и их назначение (на примере реактора бн -600).
- •13. Особенности конструктивных схем парогенераторов аэс с водным, газовым и жидкометаллическим теплоносителем.
- •Недостатки:
- •Вертикальные парогенераторы зарубежных фирм с естественной циркуляцией и водным теплоносителем Преимущества:
- •Недостатки:
- •Советские проекты вертикальных парогенераторов с естественной циркуляцией
- •Прямоточные парогенераторы с перегревом пара и водным теплоносителем*
5. Мощность реактора и ее изменение во времени. Принципы управления мощностью реактора, границы управляемости.
Тепловой мощностью реактора называется количество тепловой энергии выделяющейся в нём за единицу времени. Т.к. теплота выделяется за счёт реакции деления, то тепловую мощность можно найти по формуле:
,
где: - объёмная плотность тепловыделения, – объём активной зоны, , – средние значения концентрации и плотности нейтронного потока в активной зоне.
Так как , то окончательно:
. (107)
Величины Qf, , , VАЗ практически неизменны за весь период работы реактора, а концентрация топлива за время кампании очень медленно уменьшается во времени. Поэтому с точки зрения регулирования реактора, т.е. быстрого изменения его мощности по желанию оператора, можно считать, что
или (108)
т.е. мощность реактора пропорциональна средним значениям плотности потока нейтронов или их концентрации.
Для регулирования мощности необходимо изменять реактивность ρ, что делается с помощью стержней СУЗ, изготовленных из материала, сильно поглощающего нейтроны, т.е. изменять поглощение нейтронов в АЗ . Чем она больше тем выше скорость изменения.
При делении рождаются мгновенные нейтроны а также запаздывающие. Без запаздывающих нейтронов невозможно управлять слишком быстро протекающим процессом деления (невозможно управлять реактором).
Итак, если одних мгновенных нейтронов недостаточно, чтобы реактор стал критическим, то таким процессом можно управлять даже вручную. Однако ясно, что если реактивность станет больше нуля только за счёт мгновенных нейтронов, то реактор выйдет из-под контроля , т.к. будет разгоняться только за счёт мгновенных нейтронов.
Реактор у которого ρ>β называется мгновенно критическим, а величина ρ=β называется границей управляемости.
β – доля запаздывающих нейтронов
Границу управляемости нельзя переходить, т.к это приведет к потере управляемости реактором. Для безопасного выведения реактора на большую мощность - ρ « β.
6. Обеспечение надежности работы твэл в ядерном реакторе. Запасы до кризиса теплообмена.
ТВЭЛ считается надежным, если продукты не попадают в теплоноситель из-за разрушения оболочки, которое может произойти по следующим причинам:
1. Увеличение скорости коррозий со стороны теплоносителя.
2. Снижение прочности стенки из-за превышения температуры.
3. Расплавление топливного сердечника и сильные увеличения его объёма.
Для ТВЭЛа с сердечником из UO2 в оболочке из циркониевого сплава в реакторе с водным теплоносителем предельно допустимыми температурами, при превышении которых могут реализоваться выше указанные причины потери надёжности, будут:
– по условию коррозии наружной стенки [tw] = 350 °С;
– по условию потери прочности (для температуры на внутренней стороне стенки) [ ] = 570 °С;
– по условию плавления сердечника (tплав = 2800 °С) с учётом погрешностей расчёта: [tc] = 2300 °С .
Для водного теплоносителя величина не более 20 – 30 °С, т.к. коэффициенты теплоотдачи очень велики и поэтому все эти условия могут реализоваться только в случае кризиса теплообмена. Поэтому в первую очередь в любом сечении ТВЭЛа должно выполняться условие:
< или ,
где – расчётные значения теплового потока и критического теплового потока, k1 = 1,2 – коэффициент, учитывающий возможность случайного увеличения мощности, k2 = 0,6 – 0,8 – коэффициент, учитывающий погрешность расчёта величины . Тогда окончательным условием надёжности будет:
или . (132)
Условие (132) называется запасом до кризиса теплообмена.
Однако в эксплуатации удобнее выражать запасы до кризиса теплообмена через величины, непосредственно измеряемые: мощность реактора Qт и расход теплоносителя G.
С ростом мощности Qт (при G = const) (рис.65,а) величина qmax будет увеличиваться, а – уменьшаться, т.к. с ростом мощности растёт энтальпия теплоносителя, а значит и его паросодержание х.
В итоге при некотором значении кривые и соприкасаются в точке кр, что говорит о возможности появления кризиса теплообмена.
Отношение:
– называется запасом по мощности до кризиса теплообмена (КQ > 1).
Аналогично можно рассмотреть случай снижения расхода G при Qт = const (рис.65,б). При этом меняется (уменьшается) по уже рассмотренной причине только величина и при некотором предельном значении Gпред кривые и могут соприкоснуться. Тогда отношение:
– называется запасом по расходу до кризиса теплообмена (КG < 1).
Зная эти величины, оператор может уверенно контролировать работу реактора. Они же заложены и в работу систем аварийной защиты, отключающих реактор при отклонении значений КQ и КG за допустимые значения.