Сохранение критичности во времени

ФИЗИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ В РЕАЛЬНЫХ РЕАКТОРАХ

15.1 Система управления. Ядерный реактор может работать на заданной мощности в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Освобождение связанной реактивности, компенсирующей ее естественные потери, обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается в активной зоне с размерами, значительно превосходящими критические. А чтобы реактор не становился надкритическим, одновременно искусственно снижается k ₀ размножающей среды посредством введения в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакцией, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструкционному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других различаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с энерговыделением в активной зоне, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных стержней аварийной защиты. Эти стержни изготовляются из поглощающего нейтроны материала. Они сбрасываются под действием силы тяжести, иногда с ускорением, в центральную часть активной зоны, где поток наибольший, а значит, и наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем. Стержней аварийной защиты, как и регулирующих, обычно два или несколько, однако в отличие от регулирующих они должны связывать возможно большую реактивность. Роль стержней аварийной защиты может выполнять и часть компенсирующих стержней.

Иногда элементы управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. Однако в реакторах на тепловых нейтронах — это преимущественно поглотители нейтронов. Эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и др., сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения которого регулярно снижается по закону 1/u. Поэтому бор хотя и слабо поглощает быстрые нейтроны, но несколько лучше других веществ. Так как поглощает нейтроны ¹⁰ В, то желателен обогащенный бор, который и изготовляется с 80%-ным содержанием ¹⁰ В. В качестве поглотителя нейтронов в реакторе на быстрых нейтронах используются также тантал и европий.

Элемент управления из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном ее снижении. Однако в отличие от поглотителя такой элемент управления в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Из материалов-рассеивателей в реакторах на быстрых нейтронах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько большее, чем других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны, и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие стержни и стержни аварийной защиты совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

15.2. Кампания реактора. Когда весь запас реактивности реактора исчерпан, т.е. когда компенсирующие стержни заняли свое конечное положение, цепная реакция прекращается. Она может быть возобновлена только после замены урана в активной зоне. Время работы реактора с одной и той же загрузкой урана называется кампанией реактора. Само собой разумеется, что кампанию энергетического реактора желательно иметь возможно большей, поскольку получаемая энергия тем дешевле, чем больше ее производится при одной загрузке урана. Однако продолжительность кампании ограничена некоторым минимальным значением критической массы топлива. Делящийся материал, составляющий эту критическую массу, выгружается из реактора и в дальнейшем может быть использован только после надлежащей переработки урана, если такая переработка оправдана.

Эффективность использования ядерного топлива (урана) можно улучшить при частичных перегрузках активной зоны, когда цепная реакция восстанавливается за счет части свежего топлива, а невыгруженное еще глубже дожигается. В канальных реакторах возможны непрерывные перегрузки, дающие наибольший выигрыш в использовании урана. При таких перегрузках понятие кампании относится к топливу, перегружаемым оборкам, а не к активной зоне реактора.

Энергоресурс реактора - количество энергии, которое может дать реактор за время кампании.

Q = N × t MBm × cym

где N - номинальная мощность реактора, МВт;

t - время кампании, сут.

Номинальная кампания - это время (), в течение которого реактор может работать на номинальной (100 %) мощности – N_ном (МВт), допуская варианты маневрирования.

Эффективные сутки (t_эфф) время работы реактора в течение одних суток на номинальной мощности

Для работы ядерных реакторов АЭС наиболее эффективное использование энергоресурса соответствует работе реактора на номинальной мощности, с наибольшим к.п.д. Использование мощности реактора характеризуется коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ)

,

где - средняя мощность реактора за рассматриваемый промежуток времени.

15.3. Накопление продуктов деления. Реакторы на природном уране имеют малый начальный запас реактивности, и их кампании обычно определяются этим запасом. В реакторах с обогащенным ураном запас реактивности может быть сделан большим. Однако имеется еще одно ограничение продолжительности кампании реактора, связанное с реакцией материала твэлов на накопление продуктов деления и радиационное воздействие. В результате деления ядра вместо одного атома образуются два новых, суммарный объем которых примерно в 2 раза больше объема разделившегося атома, поскольку все атомы имеют примерно одинаковые объемы. Помимо этого, новые атомы не могут помещаться в узлах кристаллической решетки урана и размещаются в решетке произвольно. Наконец, существенно, что значительная часть продуктов деления — газы. Накопление продуктов деления, радиационные повреждения структуры вещества сопровождаются ростом объема, появлением внутренних напряжений в материале, повышением давления газа под оболочкой, что приводит к образованию трещин, поверхностных вздутий, деформации твэлов. Срок службы основного оборудования реактора много больше, чем твэлов, и последние по завершении кампании должны выгружаться из активной зоны. Однако эта операция становится невозможной в случае их деформации. Кроме того, у поврежденных твэлов нарушается герметичность оболочек и радиоактивные газы проникают в теплоноситель. Все это означает, что срок службы твэлов в ядерном реакторе должен определяться их стойкостью по отношению к разрушительному воздействию излучения и накапливающихся продуктов деления. Соответственно кампания реактора должна определяться прежде всего указанной стойкостью твэлов, а начальный запас реактивности должен быть таким, чтобы он полностью истощался к концу срока пребывания твэлов в реакторе. В противном случае по окончании кампании из реактора будет выгружаться лишнее количество неиспользованного делящегося материала, что невыгодно.

15.4. Глубина выгорания. Накопление продуктов деления характеризуется их количеством в граммах, приходящимся на тонну урана. Однако непосредственное измерение массы продуктов деления крайне сложно. Зато всегда известно полное количество энергии, выделившейся в активной зоне реактора. Поскольку деление 1 г урана сопровождается освобождением примерно 1 МВт × сут энергии и образованием около 1 г продуктов деления, то число выработанных мегаватт - суток тепловой энергии приблизительно равно числу граммов продуктов деления. Полная масса загруженного в реактор урана также известна. Поэтому количество накопившихся продуктов деления выражают количеством мегаватт - суток на тонну урана (МВт × сут / т).

Каждый материал характеризуется своим пределом по накоплению продуктов деления — допустимой глубиной выгорания делящихся атомов. Глубина выгорания для металлического урана составляет 3000—3500 MBm × cyт / т, но для его соединений может быть много больше. Например, диоксид урана является веществом пористым и поэтому способным накопить много больше, чем металлический уран, продуктов деления без видимых нарушений формы твэла — до 150 000 MBm × cyт / т. Тонна природного урана содержит около 7 кг U. Глубина выгорания 3500 MBm × cyт / т соответствует делению 3,5 кг атомов. Однако не все продукты деления происходят от ²³⁵ U, ведь в реакторе накапливается ¹¹⁹ Pu, который также участвует в делении. Поэтому часть продуктов деления получается из плутония, и ²³⁵ U расходуется меньше, чем получается продуктов деления. Чем выше допустимая глубина выгорания, тем больше кампания реактора и тем экономичнее ядерная энергетическая установка с заданным топливом. Однако большие глубины выгорания возможны только с обогащенным ураном, который дороже природного. Обогащенный уран, в свою очередь, позволяет улучшить теплофизические показатели активной зоны, так что экономичность применения того или иного вида ядерного топлива определяется многими факторами.Например, при глубине выгорания 1 % в 1 т топлива разделится 10 кг ²³⁵ U

В = = 10000 MBm × cyт / т.

Глубина выгорания в реакторе ВВЭР - 30 ¸ 40 МВт×сут / кг;

РБМК - 18 ¸ 20 MBm × cyт / кг;

БН - 60 ¸ 100 MBm × cyт / кг.

Дата добавления: 2015-06-04