ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Мощность ядерного реактора Среднюю мощность ядерного реактора можно определить:

средняя удельная мощность (на единицу объема активной зоны) равна:

средняя удельная мощность (на единицу массы урана) равна Удельная мощность и энерговыделение при равномерном распределении всех компонентов по активной зоне и постоянном спектре нейтронов пропорциональна плотности потока нейтронов.

Ф тн распределяется по активной зоне следующим образом: а) по высоте цилиндрической активной зоны без отражателя: б) по радиусу цилиндрической активной зоны:

Коэффициенты неравномерности распределения энерговыделения Степень отклонения энерговыделения в различных точках активной зоне от среднего значения характеризуется коэффициентом неравномерности по радиусу k(r).

Максимальный коэффициент неравномерности по объему определяет допустимую мощность реактора где P max - максимально допустимое удельное энерговыделение в активной зоне, квт/см 3; k - максимальные коэффициенты неравномерности по радиусу и высоте активной зоны.

Коэффициенты неравномерности по радиусу и высоте цилиндрической активной зоны с отражателем нейтронов примерно равны:

Коэффициент неравномерности по высоте активной зоны интеграл обычно берут приближенным методом (по формуле трапеций или по формуле Симпсона).

Средняя мощность реактора при данном максимально допустимом удельном энерговыделении max P (квт/м 3) меняется обратно пропорционально изменению коэффициента неравномерности энерговыделения по объему:

ВЫГОРАНИЕ ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО Выгорание - процесс непрерывной убыли в работающем реакторе делящихся нуклидов, обусловленный поглощением ими нейтронов реакторного спектра.

Поглощение нейтронов свойственно всем делящимся нуклидам на любом уровне энергии нейтронов Е. Например, для ядер урана-235: следовательно, выгорание топлива всегда обусловлено нейтронами любых энергий, присутствующими в реакторном спектре.

Дифференциальное уравнение выгорания урана-235. Скорость выгорания - есть не что иное, как скорость реакции поглощения ядрами 235 U тепловых нейтронов. Поэтому дифференциальное уравнение скорости выгорания имеет очень простой вид:

Основной режим работы энергетического реактора - режим работы на постоянном уровне мощности: N р (t) = idem.

для реактора, работающего на постоянном уровне мощности, дифференциальное уравнение выгорания 235 U примет вид:

На любом постоянном уровне мощности реактора уменьшение количества основного топлива во времени идёт по линейному закону. Темп уменьшения количества урана-235 в процессе кампании определяется только величиной уровня мощности реактора.

Для поддержания реактора на постоянном уровне мощности в течение всей кампании требуется увеличивать величину Ф(t) в процессе кампании по закону, обратно пропорциональному величине уменьшающейся с выгоранием концентрации ядер топлива:

Запас реактивности Для длительной работы реактора необходимо загружать в его активную зону топливо сверх критического его количества. Загружать сверхкритическое количество топлива в реактор следует с одновременной загрузкой в активную зону компенсирующих поглотителей и выгорающих поглотителей (ВП), ВП служит для компенсации возникающей положительной реактивности при загрузке в активную зону топлива сверх критического его количества.

Загрузка в активную зону сверхкритического количества ядерного топлива приводит к возникновению положительной реактивности, которая подавляется КО. Общий запас реактивности реактора - это та величина положительной реактивности, которая создаётся за счёт загрузки в активную зону сверхкритического количества ядерного топлива и одновременно нейтрализуется введением в активную зону компенсирующих поглотителей и предназначается для обеспечения требуемой кампании реактора.

Общий запас реактивности - это та величина положительной реактивности, которая могла бы быть высвобождена сразу при мысленном (только мысленном!) удалении из активной зоны всех компенсирующих поглотителей. Общий запас реактивности реактора нужен для поддержания реактора в критическом состоянии при работе его на постоянном уровне мощности в течение всей кампании и для компенсации потерь реактивности реактора в процессе его работы.

Если представить, что реактор всю кампанию работает на постоянном уровне мощности, то изменение потерь реактивности должны нарастать очень медленным темпом. Но некоторые процессы в реакторе протекают, наоборот, очень быстро и требуют столь же быстрых мер по компенсации возникающих изменений реактивности.

В величине общего запаса реактивности должна быть такая его часть, которая позволяла бы оператору быстро реагировать на любые быстропротекающие изменения реактивности реактора и компенсировать их с целью поддержания критического режима работы реактора на заданном уровне мощности. Часть общего запаса реактивности, компенсируемая одними подвижными поглотителями регулирующей группы, называется оперативным запасом реактивности (ОЗР).

Величина общего запаса реактивности в продолжение всей кампании активной зоны реактора, уменьшается. Но в любой момент кампании она складывается из оперативного запаса реактивности (r з оп ), запаса реактивности, компенсированного подвижными поглотителями(r з пп ), запасов реактивности, компенсируемых выгорающими поглотителями (r свп ), запасом реактивности, компенсируемым жидким поглотителем, борной кислотой в воде (r з ж ): r з общ (t) = r з оп (t) + r з пп (t) + r свп (t) + r з ж (t)

Величины и общего и оперативного запасов реактивности в процессе эксплуатации реактора изменяются благодаря изменениям потерь реактивности в следующих физических процессах: выгорание ядерного топлива; шлакование ядерного топлива; воспроизводство ядерного топлива; выгорание выгорающих поглотителей; отравление реактора (йодная яма). изменение концентрации борной кислоты в воде 1 контура; температурные изменения реактивности.

В настоящее время при проектировании реакторов считается целесообразным предусматривать по возможности низкий ОЗР. Нейтронно-физические характеристики уран- графитовых реакторов и реакторов с тяжеловодным замедлителем позволяют добиться весьма низкого ОЗР. Низкий ОЗР характерен также для реакторных установок с быстрым спектром нейтронов, таких как БРЕСТ. На реакторе ВВЭР ОЗР на 10-й регулирующей группе не превышает, как правило, 0.2 вэф.

Запас реактивности реактора определяется расчетным и экспериментальными путями. Расчетное значение определяется по специальным программам нейтронно-физического расчета. Рассчитываются Кэф реактора в ожидаемом критическом состоянии и в положении со всеми извлеченными из реактора ОР.

Экспериментальные способы: 1. Отдельно оцениваются эффективности всех ОР по отдельности, определяются эффекты их интерференции. Определяется критическое положение ОР на МКУ. 2. Определяется дифференциальная эффективность борной кислоты (вэф/(г/кг)). Экспериментально определяется концентрация борной кислоты, при которой достигается критическое состояние при полностью извлеченных ОР. r з общ (0) = Сбк * dc/dC

Регулировочная интегральной характеристика 10-й группы ОР реактора ВВЭР-1000

Потери запаса реактивности с выгоранием топлива. С учётом того, что величина произведения N p t = W(t), вид решения уравнения выгорания становится более простым и общим:

То есть теперь уменьшение концентрации топлива в процессе кампании активной зоны можно на графике отразить одной прямой:

Величина концентрации N 5 (t) пропорционально связана с величиной коэффициента использования тепловых нейтронов (t). (t) даёт пропорциональный вклад в величину эффективного коэффициента размножения нейтронов в реакторе k э (t). k э (t) практически пропорционально связан с величиной реактивности реактора (в области небольших отклонений k э от единицы),

Получается, что величина потерь реактивности, обусловленных выгоранием топлива, практически отслеживает величину уменьшающейся концентрации топлива в процессе кампании. Поэтому график потерь запаса реактивности за счёт выгорания топлива в зависимости от энерговыработки реактора оказывается столь же однозначным и линейным, как и график изменения самой концентрации 235 U.

Таким образом, основной практический вывод состоит в том, что потери реактивности (запаса реактивности) с выгоранием топлива в процессе кампании прямо пропорциональны величине энерговыработки реактора.

Изменение К (запаса реактивности) реактора ВВЭР-1000 в течение кампании при выгорании топлива и ВП

Характерная зависимость изменения запаса реактивности от времени работы реактора

Энерговыработка реактора Энерговыработка реактора (W) - это полное количество энергии, выработанное реактором на данный момент времени с начала кампании его активной зоны. Если реактор работает на постоянном уровне мощности N p определённое время t, то ясно, что за это время он выработает W = N p t единиц энергии.

Если реактор работает на разных постоянных уровнях мощности (N pi ) различные отрезки времени (t i ) (работает в рваном ритме), то приращение величины энерговыработки, очевидно, составит:

Величину энерговыработки реактора на АЭС измеряют во внесистемных единицах – МВт. час, МВт. сут, ГВт. сут.