Отравление и шлакование реактора
Кампаниейреактора называется расчётная продолжительность работы реактора на номинальном уровне мощности до исчерпания запаса реактивности из-за выгорания и зашлакованности топлива.
Накопление короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизвольном захвате нейтронов называется отравлением реактора (только на в р-рах на тепловых нейт-х). (Хе-135 и Sm-149). Их концентрация сравнительно быстро достигает равновесных значений. Отравление вносит существенные сложности в процесс управления реатором.
Накопление долгоживущих или стабильных нуклидов называют шлакованием (к ним относятся все остальные + U-236).
Ксенон образуется в реакторе в результате радиоактивного распада I-135, а также за счет непосредственного выхода при делении U-235. Накопление Хе-135 за счет радиоактивного распада I-135 идет по следующей схеме:
| T, К | ||||||
| σ, 10 6 б | 2,75 | 2,52 | 2,29 | 2,07 | 1,87 | 1,7 |
Сечение поглощения Хе-135 превышает сечение поглощения нейтронов в ядерном топливе более чем в 1000 раз.
Отравление Самариемидёт по следующей схеме:
Сечение поглощения 5*10^4 барн
Под шлакованием ядерного реактора понимают процесс накопления в топливе стабильных и долгоживущих нуклидов, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и потере реактивности. При работе реактора их концентрация монотонно возрастает, а после остановки не уменьшается.
Всего среди продуктов деления 235 U тепловыми нейтронами насчитывается более 250 различных ядер, около четверти из которых являются шлаками. Потеря реактивности на шлакованиеопределяется зависимостью:
где: qшл - количественный показатель шлакования (относительное вредное поглощение в шлаках);
Q нз - коэффициент использования тепловых нейтронов в топливе без шлаков;
Sа i - макроскопическое сечение радиационного захвата тепловых нейтронов i-м шлаком;
n - число образующихся в топливе шлаков.
Таким образом, для вычисления потери реактивности на шлакование возникает необходимость определения количества ядер шлаков Ni в определенные моменты эксплуатации реактора. Каждый нуклид (i) может образовываться и выгорать в результате ядерных реакций.
Скорость образованияi-го нуклида в общем случае слагается из трех составляющих:
- скорости увеличенияNi в результате образования ядер i-го нуклида, как непосредственного продукта деления 235 U (будем считать, что это единственный делящийся нуклид) с удельным выходом рisf 5 N5Ф;
- скорости увеличения концентрацииi-го нуклида в результате радиационного захвата нейтронов ядрами (i-1)-го нуклида предшественникаNi-1 ` sс i -1 ` Ф;
- скорости увеличения Ni в результате радиоактивного b-распадаi¢-го нуклида-предшественника li¢Ni¢, где li¢ - постоянная распада i¢-го нуклида.
Скорость выгорания i-го нуклида определяется скоростью нейтронных реакций деления (для тяжелых ядер с z>82) Nisf i Ф и скоростью радиационного захвата Ni ` sc i ` Ф.
Скорость радиоактивного распадаi-го нуклида определяется произведением liNi. Таким образом, скорость изменения числа ядер N произвольного i-го нуклида в общем случае приобретает вид:
Из (5.7.) при принятии ряда упрощающих предположений можно получить крайние (максимальные) оценки количества шлаков N в данный момент времени как:
Отравлением активной зоны реактора называют процесс накопления короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизводительном захвате нейтронов (отравляют нейтронный баланс реактора). Явление отравления и разотравления активной зоны ярко выражено только в тепловых реакторах ( в реакторах на промежуточных нейтронах оно слабое, а в реакторах на быстрых нейтронах не существует вообще).Можно выделить 2 особенности, характерные для отравления реактора каким-либо изотопом:
1. Очень большое сечение поглощения тепловых нейтронов (оно на 3-5 порядков больше, чем для обычных шлаков);3*10 6 барн для Xe и 4.04*10 4 барн для Sm
быстрое достижение равновесной концентрации (для 135 Хе оно наступает через 30-40 ч, для 149 Sm через 8-10 сут.); Убыль концентрации 135 Хе происходит вследствие его радиоактивного распада (с периодом (Т1/2)Xe=9,2 ч) и выгорания с образованием стабильного 136 Хе, сечение захвата которого составляет порядка 0,16 б. Sm-стабильный нуклид
2. увеличение отравления после остановки ядерного реактора (йодная яма и прометиевая смерть);
Дата добавления: 2015-05-30 ; просмотров: 2759 ; ЗАКАЗАТЬ НАПИСАНИЕ РАБОТЫ
Состояние реактора с точки зрения критичности, т.е. способности поддержания цепной реакции оценивается коэффициентом реактивности:
K- коэффициент размножения - отношение количества нейтронов в данном поколении (в данный момент времени) к количеству нейтронов в предыдущем
поколении (момент времени).
Т.к. режим работы реактора в сильной степени зависит от температуры, то вводится понятие температурный коэффициент реактивности:
Реакторы с положительным температурным коэффициентом при внешних возмущениях требуют включения системы регулирования.
Реакторы с отрицательным температурным коэффициентом реактивности в стационарном режиме устойчивы.
Во время работы реактора в его активной зоне возникают продукты распада, которые захватывают нейтроны и снижают реактивность реактора.
Если радионуклиды сильно поглощают нейтроны, то такой процесс называется – отравление. Если радионуклиды слабо поглощают нейтроны, то такой процесс называется – шлакование.
При кратковременном падении мощности, как говорят специалисты, реактор попадает в йодную яму, что затрудняет его управление.
Оперативное изменение режима работы реактора, а именно, изменение коэффициента размножения, удержание реактора в подкритическом состоянии осуществляется системой управления и защиты (СУЗ), в которую входят рабочие органы, механические устройства, детекторы, приборы контроля и усилительные устройства.
Основные функции системы управления и защиты реактора (СУЗ) реактора:
компенсация избыточной реактивности;
изменение мощности реактора, включая пуск и его остановку;
аварийная защита реактора, т.е. быстрое и надёжное гашение цепной реакции.
Основные элементы СУЗ – рабочие органы, представляющие регулирующие и поглощающие стержни, которые погружаются в активную зону и поглощают нейтроны. В качестве материалов могут быть использованы кадмий или бор.
Группы поглощающих стержней:
Стержни автоматич. регулирования (АР) служат для изменения режима работы реактора.
Компенсационные стержни (КС) служат для компенсации избыточной реактивности .
Стержни аварийной защиты (АЗ) служат для экстренной остановки реактора.
18 Устройство и принцип работы ввэр1000 Технологическая схема энергоблоков реактора ввэр1000
Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000 имеет два контура. Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 имеется 4 циркуляционные петли. Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток. В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.
Кинетика отравления самарием.
Выше (см. § 7.4) было отмечено, что самарий — стабильный изотоп, поэтому поглощение им нейтронов следует называть шлакованием. Однако вследствие значительного влияния на реактивность самарий занимает особое место, поэтому поглощение нейтронов самарием называют отравлением.
Необходимо отметить, что при составлении уравнения шлакования (7.43) было сделано допущение, что все шлаки являются непосредственными продуктами деления ядер и 235 . Вследствие этого были получены несколько завышенные текущие значения концентраций
шлаков. На самом деле большинство шлаков, в том числе и 8ш 149 , образуются не как непосредственные осколки деления, а в результате
радиоактивного распада этих осколков. Изотоп 8т 14; возникает только в цепочке распада продуктов деления с массовым числом 149:
Выход 8т 14) равен суммарному выходу Рт 14) (уРт = 1,08 % для
Обычно ограничиваются упрощенной схемой, в которой пренебрегают всеми предшественниками кроме Рт 149 . Для учета Ш 14)
Цепочка превращений (7.50) описывается следующими дифференциальными уравнениями:
Стационарное отравление самарием после первого пуска реактора. Состояние работающего реактора, при котором концент- с 149
рация аш не изменяется во времени, называется стационарным отравлением. Из (7.52) следует, что такое состояние наступает при равенстве скоростей образования и убыли самария. А так как равновесная концентрация самария достигается одновременно с равновесной концентрацией прометия, то из (7.51) и (7.52) можно получить выражения для стационарной концентрации прометия и самария:
умножив числитель и знаменатель па Ау, выделим обогащение 
и с учетом этого получим
Крайне важно, что равновесная концентрация самария от плотности нейтронного потока не зависит, а определяется только (!) обогащением урана. Так, для природного урана 
значение
составляет 0,00755, а для
Потеря реактивности на отравление самарием определяется по (7.42):
а для стационарного отравления
Потеря реактивности р§т, обусловленная стационарным отравлением 8т 149 , для судовых реакторов составляет 0,6—0,9 %.
На практике при рассмотрении стационарного отравления самарием вторым по важности после его абсолютного значения фактором является время достижения полного стационарного отравления.
Динамика достижения стационарной концентрации 8т 14) описывается уравнениями (7.51) и (7.52). Решим эти уравнения в предположении, что ранее реактор не работал, т.е. при I - 0 и Лфт = Л^т = 0, и что после пуска реактора плотность нейтронного потока и концентрация ядер и 235 постоянны. Тогда
или, если пренебречь третьим членом в скобках последнего уравнения ввиду его малости, получим 
Анализ уравнений (7.59) и (7.60) показывает, что после первого пуска не работавшего ранее реактора отравление самарием возрастает согласно уравнению (7.60). Время наступления стационарного отравления в первую очередь зависит от плотности нейтронного потока (произведения Ф()/ в показателе степени при е: чем быстрее оно будет увеличиваться, тем быстрее второй член в скобке уравнения (7.60) будет стремиться к нулю). Например, при Ф0 = 10 нейтр/(см • с) состояние стационарного отравления достигается примерно через 1000 сут, при Ф0 = 10 1 ' пейтр/(см 2 • с) — через 100 сут, при Ф0 = 10 14 нейтр/(см 2 • с) — через 10 сут с момента первого пуска реактора.
Таким образом, следует отметить главное: при плотности нейтронного потока, характерной для судовых реакторов, т.е. при Ф0 =
= (0,Зч-5) • 10 14 нейтр/(см 2 • с), стационарное отравление самарием достигается через несколько десятков суток эксплуатации (в зависимости от мощности реактора) и впредь не изменяется в течение всей кампании.
Отравление реактора ксеноном связано с временным снижением запаса реактивности вследствие накопления ядер ксенона после остановки реактора. Йодной ямой называется процесс временного снижения запаса реактивности после останова (снижения мощности) реактора, происходящий вследствие нарушения баланса между скоростями убыли и образования Хе 135 .
Для случая полной остановки реактора система уравнений (7.70) и (7.71) преобразуется к виду 
Из этой системы следует, что образование I 135 прекратилось, но его распад продолжается с периодом полураспада 6,7 ч. Образование
же Хе продолжается за счет распада I , а сам ксенон распадается
с периодом 9,2 ч.
Решение системы уравнений (7.88), (7.89) имеет вид
Рассмотрим физический смысл процессов, протекающих в остановленном реакторе. Если Ф = 0, то в уравнениях (7.70) и (7.71) скорости образования и выгорания (т.е. поглощения тепловых нейтронов) будут равны нулю. Значит, в остановленном реакторе в соответствии с (7.90) будет протекать только процесс радиоактивного распада йода, накопленного к моменту остановки реактора. До оста-
новки концентрация Хе уменьшалась как за счет его распада, так и за счет выгорания. После остановки (Ф = 0) выгорания не происходит, однако образование ксенона из йода продолжается почти с той же интенсивностью, так как концентрация йода уменьшается не скачкообразно, а постепенно. Таким образом, в результате распада йода образуется дополнительное (по отношению к моменту времени / = 0) количество ксенона. В (7.91) первое слагаемое описывает процесс радиоактивного распада ксенона, накопленного к моменту остановки, а второе — процессы образования и распада ксенона, возникающего из йода после остановки реактора. Из уравнения (7.89) видно, что если в первые моменты времени после остановки скорость образования ксенона из йода выше скорости распада ксенона,
т.е. 
то концентрация Хе начнет возрастать
. Для этого необходимо, чтобы в момент остановки выполнялось условие 
Производная по времени от членов (7.91) будет положительной
(т.е. 
, и концентрация ксенона будет увеличиваться), что
отвечает условию (7.92), если Ф > 7 • 10 нейтр/(см • с).
В судовых водо-водяных реакторах, работающих на мощности,
плотность нейтронного потока всегда больше 10 нейтр/(см" • с),
поэтому концентрация Хе 135 будет первоначально возрастать, как это показано на рис. 7.4. По прошествии некоторого времени значительная часть йода распадется, при этом Л) « 7/Хе, и скорость распада ксенона станет выше скорости его образования (А.ХеЛ'Хе > А.[Л Г |) — концентрация ксенона начнет уменьшаться.
Изменение концентрации ксенона после остановки реактора неизбежно вызовет соответствующее изменение реактивности. Йодная
яма, возникающая при этом, характеризуется глубиной Др( =
Рис. 7.4. Изменение показателей при отравлении реактора Хе 1 '*
, продолжительностью Д/| и временем достижения максимального отравления 
На рис. 7.5 показано изменение глубины отравления после остановки реактора в зависимости от плотности нейтронного потока до остановки. Как видно, все параметры йодной ямы возрастают с увеличением мощности реактора перед остановкой. Следует отметить резкое
возрастание глубины йодной ямы при Ф > 5*10 нейтр/(см *c). Максимальное отравление при этом в 2—3 раза превышает стационарное отравление перед остановкой, а продолжительность йодной ямы Д/| составляет 30—40 ч. Это может создать определенные проблемы, связанные с маневренностью реактора.
Чтобы пустить реактор из йодной ямы в любой момент, необходимо иметь возможность увеличить реактивность активной зоны на . max „
значение, равное Д рj . Если эту реактивность можно получить за
счет извлечения из зоны компенсирующих органов, маневренность реактора будет не ограничена. Однако в конце кампании может
наступить момент ркр Ь5 и последующему уменьшению Д р'™ 4 . В случае необходимости таких импульсов может быть несколько.
Кинетика отравления при выводе реактора на мощность.
Если пуск осуществляется из полностью разотравленного состояния
, то решение уравнения (7.71) имеет вид
Из (7.93) следует, что теоретически стационарные значения кон- V 135
Тема 1. Основные свойства нейтрона.
Введение в нейтронную физику. Открытие нейтрона и определение его массы. Бета-распад нейтрона и измерение времени его жизни. Спин и магнитный момент нейтрона. Поиски электрического заряда и электрического дипольного момента нейтрона.
Тема 2. Источники нейтронов
Нейтроны в природе. Энергия связи нейтронов в ядрах. Стационарные источники нейтронов. Импульсные нейтронные трубки. Ядерный реактор как источник нейтронов. Классификация нейтронов по энергии. Основные виды взаимодействия нейтронов с ядрами.
Тема 3. Регистрация и спектрометрия нейтронов.
Особенности регистрации нейтронов. Детекторы быстрых нейтронов по протонам отдачи. Регистрация медленных нейронов пропорциональными счетчиками на основе He3
Камеры деления. Всеволновой детектор нейтронов. Детекторы ультрахолодных нейтронов. Гравитационная спектрометрия ультрахолодных нейтронов.
Тема 4. Деление ядер под действием нейтронов.
Открытие деления. Элементарная теория деления. Энергия деления. Механизм деления.Вынужденное и спонтанное деление ядер. Среднее число вторичных нейтронов, испускаемых на акт деления.
Тема 5. Дополнительные вопросы физики деления.
Запаздывающие нейтроны. Свойства осколков. Асимметрия деления. Мгновенные гамма-лучи деления. Спонтанное деление. Спектр нейтронов деления.
Тема 6. Замедление нейтронов.
Замедление быстрых нейтронов. Замедляющая способность вещества. Длина замедления. Понятие летаргии. Тепловые нейтроны.
Тема 7. Диффузия нейтронов.
Транспортная длина рассеяния. Коэффициент диффузии тепловых нейтронов и время жизни нейтрона в среде. Длина диффузии нейтронов. Уравнение диффузии. Решение уравнения диффузии.
Тема 8. Физика ядерного реактора на тепловых нейтронах..
Бесконечная размножающая среда. Коэффициент размножения нейтронов для бесконечной размножающей среды. Плоский реактор без отражателя. Кубический реактор без отражателя. Реактор с отражателем.
Тема 9. Кинетика реактора и основные типы исследовательских и энергетических реакторов.
Реактивность и период разгона реактора. Влияние запаздывающих нейтронов на период разгона реактора. Кампания реактора. Отравление и шлакование реактора. Подкритические сборки. Импульсные реакторы. Исследовательские стационарные реакторы. Промышленные энергетические реакторы. Ядерное оружие.
Тема 10. Боровская теория ядерных реакций применительно к нейтронам.
Промежуточное ядро. Уровни промежуточного ядра. Дисперсионный характер распределения энергии промежуточного ядра. Сечение ядерной реакции. Формула Брейта – Вигнера.
Тема 11. Нейтронная спектроскопия.
Метод механического селектора. Метод механического монохроматора. Метод мигающего ускорителя. Дифракция медленных нейтронов от кристалла, или метод кристаллического монохроматора. Некоторые результаты по изучению энергетической зависимости сечений взаимодействия нейтронов с веществом.
Тема 12. Исследования с тепловыми и резонансными нейтронами на реакторах.
Исследование реакций с образованием промежуточного ядра. Потенциальное и резонансное рассеяние. Исследования реакции радиационного захвата нейтронов. Спектры гамма- лучей при радиационном захвате. Спектры электронов внутренней конверсии при радиационном захвате. Нейтрон - радиационный элементный анализ вещества с помощью полупроводниковых детекторов. Нейтрон-захватная терапия злокачественных опухолей.
Тема 13. Ультрахолодные и холодные нейтроны.
Рассеяние нейтрона на свободном ядре. Длина рассеяния. Понятие псевдопотенциала Ферми. Нейтронно- оптические явления. Отражение и преломление нейтронов при взаимодействии с веществом. Граничная скорость и энергия. Полное отражение ультрахолодных нейтронов от вещества. Методы получения ультрахолодных нейтронов на исследовательских реакторах.
Тема 14. Хранение нейтронов в замкнутых сосудах и магнитных ловушках
Тема 15. Фундаментальные исследования процесса бета- распада нейтрона с использованием поляризованных и ультрахолодных нейтронов
Стандартная модель V-A слабого взаимодействия. Определение векторной и аксиально-векторной константы связи в опытах по изучению распада нейтрона. Исследование угловой электрон –спиновой корреляции на пучках поляризованных нейтронов. Проблема прецизионного измерения времени жизни нейтрона методом хранения ультрахолодных нейтронов. Проверка унитарности матрицы Кобаяши- Маскава по данным из распада нейтрона
Тема 16. Современное состояние некоторых фундаментальных экспериментов с применением УХН
Новые источники нейтронов сверхнизких энергий. Перспективы дальнейшего поиска электрического дипольного момента нейтрона. Обнаружение гравитационно - связанных состояний нейтрона. Обнаружение редких процессов квазиупругого отражения УХН.
Когда в реакторе осуществляется цепная реакция, то его коэффициент размножения Кэф должен быть строго равен Кэф=1, а реактивность r –нулю. В то же время из вышеприведенного рассмотрения видно, что существует достаточно много эффектов нуклидной динамики, эффектов реактивности, которые вносят зависящие от времени и зачастую разнонаправленные изменения в реактивность, в результате чего она может заметно отклонятся от требуемой нулевой. Поэтому для удержания реактора в критическом состоянии необходимо изменять размножающие и поглощающие свойства активной зоны в целях компенсации возникающих эффектов.
Именно необходимость постоянно сохранять условия для стационарной цепной реакции или, при необходимости, заглушать реактор и обуславливают потребность иметь систему регулирования или управления реактора. При этом требования к системе такой системе управления реактора будут зависеть от типа реактора, используемого топлива и требований безопасности.
Системы контроля -управления и система управления и защиты (СУЗ) любого реактора решают три основные задачи:
Аварийная защита (система безопасности) –быстрый останов реактора (т.е. прекращение цепной реакции) в случаях, когда развитие процессов может привести к аварии;
Компенсация избыточной реактивности, медленно изменяющейся во время выгорания топлива;
Регулирование реактора – изменение его мощности, а также компенсация небольших, но быстрых отклонений от критичности, вызванных , например случайными колебаниями параметров.
Принципиальные возможности воздействия на размножающие свойства среды характеризуются нестационарным уравнением диффузии, которое в общем виде может быть представлено равенством:
¶ F / ¶ t=(Скорость генерации n)-(Скорость поглощения n)- (Скорость утечки n)
Регулирование реактивности изменением скорости генерации нейтронов может быть реализовано посредством увеличения или уменьшения количества делящегося вещества в активной зоне реактора. Это достигается перемещением в активной зоне топливных сборок -ТВС путем выгрузки отработавших и загрузки свежих.
Но наибольшее распространение получило регулирование реактивности изменением скорости поглощения нейтронов. При этом материал поглотителя выбирают, исходя из условия максимального поглощения нейтронов тех энергий, которые определяют энергетический спектр данного реактора. Можно указать следующие способы регулирования, основанные на этом принципе:
Регулирование подвижными твердыми поглотителями нейтронов. Это могут быть отдельные поглощающие стержни, группы поглощающих стержней различной формы или компенсирующие решетки. Регулирование скорости поглощения нейтронов осуществляется введением в активную зону или извлечением из нее подвижных поглотителей;
Жидкостное химическое регулирование, осуществляемое посредством изменения концентрации поглотителя в теплоносителе или жидком замедлителе. Этот метод получил широкое распространение для компенсации медленных эффектов изменения реактивности в ВВЭР. В начале кампании избыточная реактивность компенсируется посредством введения борной кислоты в теплоноситель, а по мере выгорания топлива концентрация борной кислоты в воде постепенно уменьшается за счет прокачки части теплоносителя через специальные ионообменные фильтры. Большое достоинство этого метода состоит в том, что компенсация реактивности химическим путем не вносит искажений в распределение энерговыделения по объему активной зоны;
Компенсация реактивности неподвижными (или неперемещаемыми ) выгорающими поглотителями (ВП). В отличие от всех рассмотренных выше способов регулирования реактивности данный способ обеспечивает только начальную компенсацию и постепенное высвобождение реактивности, так как выгорающий поглотитель загружается в реактор одновременно с ядерным топливом и затем выгорает в процессе эксплуатации реактора. Реактивность, высвобождаемая при выгорании этого поглотителя, компенсирует потерю реактивности на выгорание и шлакование топлива.
Баланс реактивности , составляющие запаса реактивности в реакторе
Поскольку реактор ВВЭР-1000 относится к типу корпусных реакторов, то это означает, что он должен работать в течение длительного времени без перегрузки топлива. Следовательно, запас топлива и энергии на 300-400 суток должен быть заложен в нем перед пуском при перегрузке. Этот запас топлива и, соответственно, реактивности называется запасом на выгорание. Этот запас реактивности изменяется в течение кампании (во времени), он необходим для компенсации целого ряда эффектов, вызывающих потерю реактивности и достаточно подробно описанных ранее таких как:
температурный эффект реактивности r т;
мощностной эффект реактивности r w.
выгорания первичного топлива с учетом образования вторичного плутония r выг;
стационарного отравления ксеноном ( r Xe)ст;
нестационарного отравления ксеноном при снижении мощности (компенсации “йодной ямы” r йя );
стационарного отравления самарием ( r Sm)ст;
шлакования реактора r шл;
Следовательно, необходимый начальный запас реактивности , обеспечивающий работу реактора в течении кампании на всех предусмотренных эксплуатационных режимах, должен быть не меньше суммы абсолютных значений рассмотренных потерь реактивности. Тогда:
r зап ³ ½ r к ½ + ½ ( r Xe)ст ½ + ½ r йя ½ + ½ r т ½ + ½ r w ½ (6.1а)
Часть запаса реактивности r зап, которая определяется эффектами, зависящими от режима работы реактора (температурного, мощностного, стационарного и нестационарного отравления ксеноном), называют оперативный запас реактивности (или ОЗР) r опер, т.е. это та часть запаса реактивности, которая может быть использована для оперативных нужд:
r опер = ½ ( r Xe)ст ½ + ½ r йя ½ + ½ r т ½ + ½ r w ½ (6.1в)
Следует отметить, что чрезмерно большой запас реактивности нежелателен, так как это повышает потенциальную ядерную опасность установки и, кроме того, требуется довольно громоздкая система для его компенсации в нормальных и аварийных ситуациях.
Нестационарное отравление реактора Sm при сбросе нагрузки со 100%W до 0%. Прометиевый провал.
Регулирование реактивности стержнями Основной частью СУЗ нужно считать ее рабочие органы, Чаще всего это подвижные поглощающие стержни, в которые входит материал сильно поглощающий нейтроны( в интересующем случае ВВЭР-тепловые нейтроны).
Жидкостное регулирование реактивности Причины введения системы борного регулирования. Ее преимущества и недостатки. В ядерных реакторах, типа ВВЭР-1000, широкое применение получило так называемое жидкостное борное регулирование. Суть его заключается в том, что в циркулирующую в первом контуре воду, выполняющую одновременно роль теплоносителя и замедлителя, добавляется определенное количество борной кислоты
Читайте также:
