Реферат: Список использованных сокращений

Список использованных сокращений

A3 - аварийная защита реактора

АКНП – аппаратура контроля нейтронного потока

АО – аксиальный оффсет

АПЭН – аврийные питательные электронасосы

АР - автоматический регулятор

АРМ – автоматический регулятор мощности

АРЭ - аксиальное распределение энерговыделения

АС - атомная станция

АСУ - автоматизированная система управления

АСУ ТП - автоматизированная система управления технологическими процессами

АУПТ –автоматическая установка пожаротушения

АЭС - атомная электростанция

ББ – бассейн- барботер

БВ – бассейн выдержки

БЗТ – блок защитных труб

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в атмосферу

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в конденсатор турбины

БЩУ - блочный щит управления

ВАБ - вероятностный анализ безопасности

ВАО АС - Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих АС

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВКУ – внутрикорпусные устройства

ВП – выгорающий поглотитель

ВХР - водно-химический режим

ГЕ – гидроемеость САОЗ

ГПК - главный предохранительный клапан

ГО – гермооболочка

ГРР – главный разъем реактора

ГЦН - главный циркуляционный насос

ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод

ГЭЗ - глубоко эшелонированная защита

ДГ – дизель генераторы

ДИ – диапазон источника

ДП – диапазон промежуточный

ДП - дополнительный поглотитель

ДПЗ –детектор прямого заряда

ДР – дистанционирующая решетка

ДЭ – диапазон энергетический

ЖРО - жидкие реактивные отходы

ЗПА - запроектная авария

ЗИП - запасные части, инструмент и принадлежности

ИИИ - источник ионизированных излучений

ИПУ - импульсно-предохранительное устройство

ИС - исходное событие

КГО - система контроля герметичности оболочек ТВЭЛов

КИПиА - контрольно-измерительные приборы и автоматика

КД - компенсатор давления

КНИТ – канал нейтронных измерений и температуры

КО – компенсатор объема

КПД –коэффициент полезного действия

КР - капитальный ремонт

КФБ - критическая функция безопасности

МАГАТЭ - Международное Агентство по атомной энергии

МКУ – минимально контролируемый уровень мощности

МП – машина перегрузки

МПА - максимальная проектная авария

МРЗ – максимальное расчетное землетрясение

НД - нормативная документация

НК – направляющий канал (СУЗ)

ННУЭ - нарушение нормальных условий эксплуатации

НТД - нормативно-техническая и конструкторская документация

НРБ – нормы радиационной безопасности

НУЭ - нормальные условия эксплуатации

ОЗР – оперативный запас реактивности

ОР – орган регулирования (СУЗ)

ОПБ - Общие положения обеспечения безопасности АС

ОТВС – отработавшие ТВС

ОЯБ - отдел ядерной безопасности

ОЯТ – отработавшее ядерное топливо

ПА – проектная авария

ПГ – парогенератор

ПЗ – предварительная защита

ПДД - предельно допустимая доза

ПК - предохранительный клапан

ПНАЭ - правила и нормы в ядерной энергетике

ППР - планово-предупредительный ремонт

ПС –поглощающий стержень

ПСП - программа ступенчатого пуска

ПЭЛ – поглощающий элемент

РАО (РО) - радиоактивные отходы

РБ - радиационная безопасность

РО – реакторное отделение

РОМ – регулятор ограничения мощности

РР - ручной регулятор

РУ - реакторная установка

РЩУ - резервный щит управления

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны

СБ - система безопасности

СВО – система специальной водоочистки

СВП – стержень выгорающего поглотителя

СВРК – система внутриреакторного контроля

СГО – система специальной газоочистки

СЗЗ - санитарно-защитная зона

СОАД - симптомно-ориентированные аварийные действия

СН – электроснабжение для обеспечения собственных нужд

СЦР – самоподдерживающаяся цепная реакция

СУЗ - система управления и защиты реактора

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТВЭГ – тепловыделяющий элемент с гадолинием

ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент

ТГ - турбогенератор

ТЗБ – технологические защиты и блокировки

ТК – транспортный контейнер

ТКР –температурный коэффициент реактивности

ТОБ - техническое обоснование безопасности

ТПН – турбопитательные насосы

ТРО - твердые радиоактивные отходы

ТУ – технические условия

ТУК – транспортно-упаковочные комплекты

ТЭН – трубчатый электронагреватель

ТЭР –температурный эффект реактивности

УЗА - управление запроектной аварией

УРБ – ускоренная разгрузка блока

УСТ - узел свежего топлива

УТП - учебно-тренировочный пункт

УТЦ - учебно-тренировочный центр

ШЭМ –шаговый электро механизм

ЭБ - энергоблок

ЯБ - ядерная безопасность

ЯР - ядерный реактор

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка


Введение.

Ядерная энергетика в мире активно растет и развивается, особенно активно идет этот процесс в Японии, Корее, Китае и Индии. В последних двух странах потребность в электричестве растет столь быстро, что возникает вопрос уже о скорости наработки ресурсов ядерного топлива (обогащенного урана и плутония) для загрузки новых реакторов.

Основной причиной появления и столь быстрого развития атомной энергетики является огромный, по сравнению с органическим топливом, энергетический эквивалент цепной реакции деления. Точнее, для выработки энергии 1МВт*сут требуется всего лишь 1.2г делящегося изотопа (урана-235). При сравнении энергетических эквивалентов органического и ядерного топлива обнаруживается, что несколько граммов делящегося изотопа урана-235 примерно равны одной тонне нефти (точнее 4г 235U  1т Нефти)!

Вторая, не менее важная, причина состоит в том, что имеющихся ресурсов урана (как урана-235, так и урана-238) при нынешних тенденциях энергопотребления хватит примерно на 10 000 лет. Кроме того, на земле имеются еще запасы тория, объем которых, по оценкам, сопоставим с запасами урана, или даже в несколько раз больше.

Кроме того, не следует забывать, что ресурсы органических видов топлива не возобновляются, поэтому было бы разумнее использовать их для химической промышленности (производства полимеров, удобрений и т.п.).

Однако получить эту огромную энергию и превратить ее в удобную форму электрической энергии, причем с высоким КПД, достаточно непросто. Для этого нужен, прежде всего, надежный и безопасный ядерный реактор с высокой плотностью энерговыделения. Но и этого мало, для обеспечения работы реактора, нужна надежная и безопасная ядерная технология, которая включает в себя предприятия ядерного топливного цикла, машиностроительные предприятия по производству энергетического оборудования, собственно атомные электростанции и т.д.

Кроме того, для достижения разумно высокого КПД нужен теплоноситель и нужно силовое оборудование, способные передавать энергию при температурах порядка 300 0С или выше, нужна установка генерации пара с температурой примерно 300 0С при давлении порядка 70 кгс/см2 . Соответственно, работу такого количества тяжелого энергетического оборудования должно обеспечивать большое число вспомогательных систем, систем безопасности и т.п.

Необходимо помнить, что атомные станции (АЭС) являются очень специфическими энергетическими источниками, поскольку в процессе работы в них накапливаются и удерживаются большие количества радиоактивных веществ. В случае выхода этих веществ за границы АЭС в количествах, превышающих допустимые нормы и пределы, может произойти радиационное поражение персонала и населения, а также загрязнение окружающей среды.

Аварии на Три Майл-Айленд ( ТМА 1979 г.) и в Чернобыле (1986 г.) показали, насколько серьезными могут быть эти угрозы. Именно после этих аварий вопросы безопасности при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС стали жизненно важными для атомной энергетики и именно они обусловили научно-технический прогресс в ядерной энергетике и технологии за последние 20 лет.

В Российской Федерации реализуется долгосрочная « Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», в рамках которой в 2004г. был введен в строй 3-й блок Калиниской АЭС, а к 2010г. будут введены блоки на Волгодонской, Балаковской и Калиниской АЭС.

Все эти блоки строятся с реакторами ВВЭР-1000, которые являются на сегодня не только наиболее надежными и безопасными, но и экономически эффективными типами установок в РФ.

АЭС и ее энергоблоки являются сложными инженерными сооружениями и требуют высокой квалификации персонала, соответственно, планы ввода новых блоков должны быть обеспечены соответствующими программами подготовки персонала.

^ Часть I. Основы физических процессов в ядерных реакторах


Глава 3. Кинетика реакторов

Основной задачей кинетики является описание поведения реактора во времени (при условии постоянства внутреннего состояния реактора).

Для этого необходимо ввести некоторые основные понятия.

Кинетика реактора в большинстве случаев будет рассматриваться для «точечного» реактора, то есть в предположении, что реактор и его параметры сжаты в точку (это т.н. модель точечной кинетики реактора). В этом предположении характеристики нейтронной мощности, количества нейтронов и потока нейтронов становятся эквивалентными с точностью до констант .

Наиболее важной характеристикой, от которой будет зависеть изменения нейтронной мощности (вернее тенденции изменения), является коэффициент размножения Кэфф. Однако гораздо чаще на практике для описания свойств среды и переходных процессов используется понятие «реактивность», которое (в простейшем случае) характеризует отклонение от чисто критического состояния. Наиболее корректное определение для изменения реактивности – это (-1/Кэф), однако это определение достаточно сложно использовать на практике, поэтому применяется приближенное определение:


=2 - 1= (К1-К2)/ К1К2 (3.1)


где 2 1 реактивности двух состояний с индексами «1» и «2» и с критичностью К1 и К2, соответственно. Наконец, для описания отклонения реактора от критичности т.е. от К=1 можно использовать упрощенный вид этого определения :

 = (К-1)/К (3.1.а)


Для описания поведения реактора во времени чрезвычайно важно разделение вторичных нейтронов на мгновенные и запаздывающие (подробнее см. Гл.1).

^ Мгновенные нейтроны имеют время жизни в среде (ВВЭР) lмгн порядка 10-4 сек , их доля равна (1-эфф), где эфф –доля запаздывающих нейтронов.

^ Запаздывающие нейтроны – это нейтроны , которые испускаются продуктами деления, их эффективная доля равна эф , время жизни 0.1-100 сек. Запаздывающие нейтроны испускаются при распаде ядер-осколков.

Все осколки можно разделить на несколько типов по времени распада. Каждому типу или каналу соответствуют своя постоянная распада i и своя доля (вероятность) i. Всего по этим каналам выделяются нейтроны с вероятностью . Количество испускаемых нейтронов описывается законом радиоактивного распада групп ядер- предшественников dСi = -Сi i dt .

Единицей измерения ’эф являются абсолютные единицы, проценты, обратные часы и обратные секунды, а также особая единица доллар 1$, о чем будет написано чуть позднее.

^ 3.1. Переходные процессы в реакторе в модели точечной кинетики без обратных связей

Число нейтронов в реакторе N(t) можно описать с помощью системы уравнений точечной кинетики 1, которая описывает процессы через переменные Кэф или реактивности . Для реактивности эту систему можно записать в виде:

(3.2а)

(3.2в)

где:

N(t) –среднее число нейтронов в реакторе;

l- среднее время жизни нейтронов в реакторе;

Ci(t)- концентрация ядер-предшественников (эмиттеров) запаздывающих нейтронов i-й группы;

i- постоянная распада ядер-предшественников (эмиттеров) запаздывающих нейтронов i-й группы;

eff,i- доля запаздывающих нейтронов i-й группы;

eff- эффективная доля запаздывающих нейтронов;

- среднее время генерации нейтронов, = l/Кэфф ;

 (t)- реактивность реактора.

S(t) -. Мощность источника нейтронов.

В стационарных состояниях ( когда производные слева равны нулю) система уравнений (3.2) приводятся к следующим простым соотношениям:


N= - S (3.3а

=- S/ N. (3.3в


То же самое можно выразить через Кэф :


(3.3с)


Таким образом, существует только два способа реализовать стационарные состояния в реакторе.

При Keff=1 (=0) т.е. в критическом реакторе, если в нем нет посторонних источников (S=0). При этом уровень нейтронной мощности N может иметь произвольное значение и значение  (если оно изменилось) определяет только тенденцию изменения мощности.

При Keff  1 (0) в подкритическом реакторе в присутствии источника нейтронов S0 за счет которого и реализуется стационарное состояние и значение нейтронной мощности.

Отметим, что в подкритическом реакторе уровень нейтронной мощности оказывается жестко связан с величиной критичности Кэф или реактивности  через мощность источника (3.3). В критическом реакторе при Кэф=1 мощность никак не связана с критичностью.

Аналитические решение для любых случаев изменения реактивности (t) и сложных начальных условий искать затруднительно, да и вряд ли нужно. А вот решения для практически важных ситуаций найти можно и по ним можно сделать очень важные выводы по переходным процессам.

Самые практически важные решения получаются в случае, когда до момента времени t=0 все параметры реактора были постоянны, и он длительное время находился в стационарном состоянии с =0. Предполагается, что в момент времени t=0 произошел «скачок реактивности» на постоянную величину и для t>0 она стала равна 0 (либо 0<0<эфф , либо 0,). В этом случае решение известно и оно имеет вид суммы экспонент:


(3.4)


где i – корни уравнения:


(3.5)


и входящие в (3.4.) амплитуды Nj можно рассчитать по специальным формулам.

На практике обычно имеют дело не с величинами постоянных времени j, а с периодами реактора (которую называют период реактора) Тj= 1/j .

Обычно считают, что имеется только шесть групп предшественников запаздывающих нейтронов (т.е.m=6). Таким образом, обычно вычисляется семь корней уравнения (3.5.), или семь периодов.

При вводе отрицательной реактивности 0 все семь корней отрицательны. При вводе положительной реактивности, причем с ограничением на ее максимальную величину 0<0<эфф , шесть периодов отрицательны, а один T0 положителен. Поэтому после достаточного времени разгона мощность реактора развивается по кривой N(t)=N0*exp(t/ Т0) с периодом Т0 , который называется асимптотический период. По этому периоду легко оценить реактивность: эфф/(1+ срТ0), где ср- средняя постоянная распада запаздывающих нейтронов (для тепловых реакторов обычно можно принять ср0.06 с-1).

Связь периода и реактивности очень важна т.к. технологические (предварительные) защиты и аварийные защиты имеют уставки срабатывания не по реактивности, а именно по периоду нарастания мощности.





Рис. 3.1 Зависимость периода от реактивности для реакторов с разным временем жизни нейтронов l .

График зависимости периода от реактивности для реакторов и систем с разным временем жизни нейтронов l в диапазоне от 10-8 до 10-3 с приведен на рис. 3.1.

Эти теоретические характеристики и выкладки наполняются абсолютно практическим смыслом, если все запаздывающие нейтроны объединить в одну общую группу, а мгновенные по-прежнему оставить в другой группе.

Тогда для мгновенных нейтронов постоянная времени будет равна :


1= (0 -эфф +  (0 -эфф (3.5а)


Для запаздывающих нейтронов


 2 = 0эфф0=1/Т2. (3.5в)


При этом практически всегда выполняются очевидные соотношения для постоянных времени  и периодов Т:


1  >> 2 

Т2  >> Т1


Переходной процесс для положительного скачка реактивности (0<0<эфф , что возможно, например, при выбросе кластера стержней СУЗ) изображен на рис.3.2.




Рис.3.2 Изменение нейтронной мощности реактора N при введении положительной реактивности < 0 <’эфф


Следует отметить несколько характерных черт этого процесса. Видно, что переходной процесс четко разделяется на две части: практически мгновенный скачок вверх на мгновенных нейтронах с относительным изменением амплитуды N*/N0 =1/(1- 0/эфф) , затем “медленный” разгон на запаздывающих нейтронах по функции exp(-t/T2) с асимптотическим периодом Т2. Мощность при разгоне может теоретически возрастать до бесконечности (реально только до примерно 1% номинала) при введении любой малой реактивности 0. При разгоне реактора от введенной реактивности 0 зависит только величина с асимптотического периода.

При отрицательном «мгновенном скачке» реактивности 0<0 (ситуация сброса аварийной защиты). Переходной процесс (рис.3.3) также четко разделяется на две части: скачок нейтронной мощности вниз на мгновенных нейтронах с относительным изменением амплитуды N*/N0 =1/(1-0/эфф), затем “медленный” спад на запаздывающих нейтронах.



Рис.3.3. Изменение нейтронной мощности реактора N при введении отрицательной реактивности 0 0 .


Конечно, в реальных реакторах резкий излом кривой при переходе процессов от мгновенных к запаздывающим нейтронам будет сглажен. Однако такая идеализация полезна для понимания процессов.

В связи со скачком на мгновенных нейтронах становится ясным особое ограничение, которое накладывается на величину вводимой положительной реактивности < 0 <’эфф . Действительно, при 0 =’эфф или больше реактор переходит в состояние 1 >0, т.е. разгоняется на мгновенных нейтронах с периодом порядка Т1=10-4 сек и нарастание мощности приводит к тепловому взрыву. Таким образом, значение 0 =’эфф (или чуть меньше) является границей между контролируемым ростом мощности реактора и неконтролируемым взрывом. Следовательно, значение ’эфф является естественной единицей измерения реактивности, поэтому во всем мире значение ’эфф обозначают как доллар 1’эфф =1$ , а ее сотые доли –как центы.

Отсюда следует, что основные характеристики переходного процесса гораздо понятнее можно объяснить через реактивность, чем через критичность Кэф и что вид переходного процесса зависит от того сколько центов или долларов реактивности введено, а не чему равна для данного реактора (уранового, плутониевого и т.п.) сама величина ’эфф . Это особенно существенно поскольку во всех реакторах на топливе из 235U происходит его выгорание и частичное замещение другим топливом 239Pu , которое имеет совершенно другое ’эфф (В Гл. 1 приведены данные о том, что ’эфф235=0.64%, а ’эфф239=0.2%). В результате, значение ’эфф для топлива, например ВВЭР, изменяется от примерно 0.71% для свежего топлива до примерно 0.51% для топлива перед перегрузкой.

Как отмечалось, именно таким простым образом реактор ведет себя только в предположении о постоянстве характеристик реактора и при начальном стационарном критическом состоянии (температуры компонент, плотности, давления и т.п.). Что же происходит когда эти предположения нарушаются и реактор находится в других состояниях?

0>^ 3.2. Характер поведения реактора в разных диапазонах нейтронной мощности, диапазоны ДИ, ДП, ДЭ

При изучении свойств реактора и управлении им принято разделять очень широкий (8-15 порядков) диапазон нейтронной (или тепловой) мощности на три диапазона:

диапазон источника (ДИ).;

диапазон промежуточный (ДП);

диапазон энергетический (ДЭ).

При этом важно осознавать, что один и тот же реактор ведет себя по-разному в каждом из этих диапазонов. Это различие обусловлено разной сущностью процессов в этих диапазонах.

Подчеркнем, что и сама модель и система уравнений точечной (а при необходимости и пространственной ) кинетики являются общими для всех диапазонов мощности. В рамках этой модели особенности конкретных режимов заключаются лишь в том, что под величиной «реактивность» следует понимать, хотя и достаточно условно, сумму двух компонент: это реактивность внешнего воздействия ( через органы регулирования прямого воздействия на реактивность ) 0 и реактивность, обусловленную изменением внутреннего состояния самого реактора вн, (от изменения температур компонент реактора и изменения нейтронных сечений веществ в реакторе)


(t) =0 (t)+вн. (t) . (3. 6)


При этом изменение второй составляющей может быть осуществлено как внешним воздействием (путем разогрева или охлаждения установки через специальные системы), так и за счет разогрева /охлаждения установки при повышения или снижения ее собственной тепловой мощности.

В ряде состояний реактора и установки , таких как подкритическое состояние, холодный и горячий останов, работа в промежуточном диапазоне мощности (когда реактор критичен ), второе слагаемое практически постоянно и состояние реактора изменяется только путем внешнего воздействия. В других состояниях реактора, таких как режим работы на мощности это слагаемое сильно меняется ( причем оно изменяется также и с изменением выгорания, шлакования, отравления и т.п.).

Теперь рассмотрим особенности поведения реактора и различие способов управления им в разных диапазонах мощности.

^ Диапазон источника (ДИ). Этот диапазон простирается от уровня нейтронной мощности подкритического реактора с источником до мощности примерно 10-3-4 % от номинальной тепловой мощности. При этом, как отмечалось, все стационарные состояния подкритического реактора могут реализоваться только при наличии источника нейтронов S.

Источниками нейтронов в неработающем ядерном реакторе со свежезагруженным топливом являются:

1) спонтанное деление ядер топлива. Например, 238U самопроизвольно делится с периодом полураспада ТU= 81015 лет, испуская 2,3 нейтрона на деление. В одной тонне природного урана рождается примерно 15103 н/с. В то же время четно-нечетный изотоп 235U делится в 22 раза медленнее. Так что спонтанное деление в топливе происходит преимущественно на четно-четных ядрах типа 232Th, 236U, 238U, 240Pu и других;

-2) нейтроны космического излучения: на уровне моря поток нейтронов составляет примерно Ф  6,510-3 н/(см2с) [  23 н/(м2с) с энергией Е 0,4 эВ и  42 н/(м2с) с Е 0,4 эВ ].

Если ядерный реактор уже работал, то в нем накапливаются -активные нуклиды. При наличии в активной зоне бериллия или тяжелой воды (в одной тоне обычной воды имеется примерно 200 г тяжелой) происходит еще фотонейтронная реакция на ядрах 9В и 2Н. Кроме того, в работающем ядерном реакторе в заметных количествах накапливаются спонтанно делящиеся трансурановые элементы (Np, Cm, Am, Cf и другие). Наибольший интерес представляет изотоп калифорния 252 Cf, в одном миллиграмме которого происходит 8103 дел/с и испускается примерно 3109 нейтр/c. Кроме того, в течение нескольких минут после остановки ядерного реактора некоторые продукты деления излучают запаздывающие нейтроны.

Таким образом, при наличии источника нейтронов в подкритическом ядерном реакторе поток нейтронов и мощность N устанавливаются на постоянном уровне, что и реализуется на практике, поскольку какой-либо из указанных источников обязательно присутствует.

Именно уникальная связь реактивности и мощности (3.3) позволяет контролировать приближение реактора к критическому состоянию по так называемой "кривой обратного умножения", а также измерять веса и калибровать все органы управления реактивностью (стержни СУЗ, борная кислота и т.п.) в подкритическом состоянии.

Переходные процессы нейтронной мощности от состояния (1 ,N1) к состоянию (2, N2 ) в этом диапазоне затухают через некоторое время (определяемое величиной внесенной реактивности  и подкритичностью, т.е. приближением значения Кэфф1 или 0) после окончания изменения реактивности.





Рис. 3.4. Изменение количества нейтронов в подкритическом и критическом состояниях ядерного реактора.


Проявление эффектов изменения реактивности, связанных с изменением внутреннего состояния реактора ( обратных связей) возможно только в случае изменений характеристик реакторной среды (температуры компонент, плотности и т.п.) за счет внешних воздействий. Собственное тепловыделение реактора в этом диапазоне не достаточно и не может вызвать изменение характеристик среды.

^ Промежуточный диапазон (ДП), простирается примерно от 10-3-4 % номинальной тепловой мощности Wном до примерно 1-3% номинальной мощности. Это уже критический реактор, который работает уже не за счет источника, а за счет самоподдерживающейся цепной реакции. Но у этого реактора собственное тепловыделение недостаточно, чтобы осуществлять разогрев топлива и теплоносителя, а значит, чтобы вырабатывать собственные внутренние обратные связи. Т.е. и в этом состоянии вн=0 или, точнее, константе, определяемой состоянием среды из-за внешних воздействий. Верхний предел мощности этого диапазона равный примерно 1-3% номинальной тепловой мощности Wном соответствует состоянию, когда в реакторе начинается разогрев топлива за счет цепной реакции и, следовательно, реальный, 0.5 0С и выше, подогрев теплоносителя.

В этом диапазоне реактор ведет себя в полном соответствии с тем, как это было описано в разделе 3.1 на рис. 3.2-3.3.

Энергетический диапазон (ДЭ). В этом диапазоне реактивность вн, уже может значительно изменяться за счет изменения собственного энерговыделения от цепной реакции. Таким образом, реактор за счет своего энерговыделения вырабатывает внутренние обратные связи, которые называют эффектами реактивности. Эти обратные связи, кроме того, обуславливают появление у реактора, при определенных условиях, совершенно новых свойств саморегулирования и устойчивости. Поскольку вопрос этот важный и сложный, он требует детального описания, которое дается в следующей главе.

Кроме того, вопросы организации диапазонов и их аппаратуры будут затронуты в главе, посвященной управлению реактором.


^ Литература к гл 3.
Бать Г.А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов М., Энергоиздат, 1982.

Yu.Kazanski, E.Matusevich Experimental Physics of Nuclear Reactors.- Moscow, Energoatomizdat,1994.

Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок . М., Энергоатомиздат, 1989.

Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов М., Энергоатомиздат, 1986.

Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов.

Овчинников Ф.Я., В.В. Семенов Эксплуатационные режимы ВВЭР М., Энергоатомиздат, 1988.

G.R Keepin Physics of nuclear kinetics. Adisson-Westley P.C inc. London, 1965.



^ Глава 4. Эффекты реактивности в реакторе.


4.1 Общие определения и требования к коэффициентам реактивности.

Известно, что свойства устойчивости и саморегулируемости любой системы зависят от наличия обратных связей, их величины и знака. Из общей теории автоматического регулирования известно, что любая система обладает свойством устойчивости тогда и только тогда, когда ее обратные связи отрицательны (и плюс к тому обладает хорошей управляемостью, если они еще и достаточно малы по величине)

В ходе дальнейшего изложения материала по эффектам реактивности будет приведено, по возможности объяснение явлений и эффектов как бы на трех «языках»: формально математическом, иллюстративно-геометрическом, словесном. Читатель вправе выбрать, какой из «языков» ему понятнее.

Обратные связи в реакторе называют эффекты реактивности (ЭР), а характеризующие их коэффициенты- коэффициенты реактивности ( КР). Формальное математическое определение коэффициента реактивности  по произвольному параметру «р» (р)– это частная производная от реактивности  по «р» в окрестности параметра р0 , т.е.


р =рр0 =К(К2р)р0.(1/К)( Кр)р0 =(lnКр)р0 . (4.1а)


^ Эффектом реактивности называется разность между реактивностями в двух различных (по любому параметру «р») состояниях реактора, т. е.:


ЭР(р2, р1) =р2- р1 (4.2а)


На "геометрическом" языке величина КР в точке р0 равна также тангенсу наклона кривой зависимости реактивности, или критичности, от параметра «р». В последовательности (4.1) есть только одно приближение – значение К2 заменяется на К, но поскольку значение К в работающем реакторе близко к 1, это приближение достаточно оправданно.

Выгода же от последней части этого выражения значительна, поскольку она позволяет на основе формул для Кэф и четырех сомножителей ( т.е. для тепловых реакторов) оценить вклад в коэффициент реактивности от каждой области энергии и каждого из сомножителей ибо, если Кэф = К*Р , причем Р=1/( 1 + B2M2) и К=(    эф), то:


р=(lnКр)=(lnр)+(lnр)+(lnр)+(lnэфр)+ (ln Рр) (4.1.в)

или:

р=(р)+(р)+(р)+эф(эф/р) -B2dM2/dр (4.1.с)


Значит, можно оценить и предсказать величину и знак вклада каждого из сомножителей по отдельности, причем в относительных величинах. Можно также заранее оценить зависимости каждого из слагаемых (4.1с) от характеристик среды, параметров решетки и т.п.

Из теории автоматического управления систем известно, что система будет устойчива только в том случае, когда обратные связи в ней отрицательны. Для ЯЭУ это сформулировано в требованиях «Правил ядерной безопасности» (ПБЯ РУ АЭС-89) следующим образом: «все эффекты реактивности в реакторе должны быть отрицательны» (только для параметра плотности жидкости это требование правильнее применять к удельному объему).

С формально-математической точки зрения это означает, что для любого параметра «р» должно быть выполнено условие р <0. На графическом языке это значит, что тангенс наклона кривой реактивности (или критичности) от параметра «р» должен быть отрицателен. Это можно сформулировать примерно так: при росте любого параметра «р» реактивность реактора должна уменьшаться.

Однако гипотетически может существовать реактор, в котором это требование нарушается для некоторых параметров р.



Рис.4.1. Зависимость реактивности реактора от температуры воды.


На рис. 4.1 приведен пример поведения реактивности малого водо-водяного реактора в зависимости от температуры воды.

Видно, что на начальном участке роста температуры (до максимума) производная реактивности по температуре или, что то же самое, тангенс угла наклона положительны. Реактивность с ростом температуры не только не уменьшается, а возрастает, что фактически противоречит требованиям ПБЯ. Значит, на этом участке кривой реактор как система обладает положительным коэффициентом реактивности и положительной обратной связью по температуре воды, следовательно, обладает опасными свойствами.

В точке максимума производная и тангенс угла наклона кривой равны нулю, следовательно, реактор имеет нулевой коэффициент реактивности.

После прохождения максимума производная и тангенс угла наклона кривой становятся отрицательны (и численно равны коэффициенту реактивности), реактивность с ростом температуры снижается, значит, поведение реактора удовлетворяет требованиям ядерной безопасности.

Как видно, даже в простом случае коэффициент реактивности - величина не только не постоянная, но вполне может менять как значение, так и знак.

Следует отметить также оборотную сторону того, что эффекты реактивности в реакторе отрицательны. При уменьшении параметра «р» реактивность реактора возрастает! Значит при снижении температур топлива, замедлителя или теплоносителя реактивность систем, соответствующих основному требованию ПБЯ, будет возрастать. Действительно этот эффект имеет место и его необходимо учитывать при управлении реакторами, например, в режиме расхолаживания.

^ 4.2. Виды эффектов реактивности.

Для понимания сущности эффектов реактивности следует начать с главного – с причин появления эффектов реактивности. Главной причиной появления почти всех (или большинства ) эффектов можно считать изменение средней температуры реактора, т.е. всех компонент его среды, вызванное как работой внешних (по отношению к реактору) систем ЯЭУ, так и работой самого реактора (на мощности свыше 1%).

Какие же конкретные параметры и характеристики реактора могут обуславливать появление эффектов реактивности?. Это характеристики среды и параметры эксплуатационных режимов реактора : температуры топлива, замедлителя и теплоносителя Т, плотности жидких веществ  (здесь правильнее говорить об удельном объеме), глубина выгорания топлива В, концентрация ксенона и самария, концентрация поглотителей (борной кислоты, кадмия, эрбия или гадолиния), доли пара , наконец мощность W. В этом ряду могут быть также и другие параметры (расход теплоносителя, давление и т.п.). Соответственно в реакторах выделяют коэффициенты реактивности (КР) по этим параметрам- температурам, плотностям, мощности и т.п.

Изменение температуры элементов активной зоны сложным образом влияет на реактивность. Здесь можно выделить влияние температуры на изменение физических свойств веществ (плотность, доля пара и т.п.) и влияние ее на изменение ядерно-физических свойств этих же веществ и, соответственно, спектра нейтронов (имеется в виду изменение сечений взаимодействия воды, топлива, поглотителей в разных областях энергий). Поэтому можно рассматривать и анализировать эффекты по каждому материалу, области энергий, физической или ядерно-физической сущности по отдельности или группировать их по каким-либо признакам, что более рационально.

Существенно также, что каждый из эффектов имеет свои характерные времена развития, а, значит, и запаздывания () по отношению к исходному процессу изменения температур. Поэтому по временным характеристикам выделяют эффекты медленно изменяющиеся во времени и быстродействующие, динамические.

Характер зависимости реактивности от температуры определяет динамические свойства реактора и решающим образом влияет на его устойчивость. Поэтому знание указанных зависимостей для каждого реактора совершенно необходимо.

^ 4.2.1. Температурный эффект реактивности

Температурный -ТЭР (т) является интегральной характеристикой влияния температуры на реактивность и представляет собой изменение реактивности при разогреве или расхолаживании реактора в заданном интервале температур (при условии равномерности температурного поля по реактору). Он является интегральным потому, что в этот эффект войдут эффекты и на топливе и на замедлителе, причем во всех областях энергий. Измеряется температурный эффект реактивности так же, как и реактивность и в тех же единицах. ТЭР реактора ВВЭР определяют (в соответствии с 4.2) как изменение его реактивности при разогреве от 20 С до рабочей температуры 270 С:


т = (Т2) - (Т1) (4.3а )


Температурный коэффициент реактивности ТКР (, С-1) в соответствии с (4.1а) является характеристикой изменения реактивности при разогреве реактора на 1 С:


т = dт/dT (4.3в)


С практической точки зрения т и т удобно разделить на две составляющие: эффект и коэффициент медленно изменяющиеся во времени при изменении температуры и режима работы ( т.н. изотермические t и t) и быстрые, отслеживающие изменение мощности ядерного реактора (динамические, мощностные N и N):


т = t + N;

т = t + N.


Для того чтобы проанализировать влияние температуры на КР т, а значит и на температурный эффект реактивности, нужно воспользоваться формулами (4.1), где в качестве параметра «р» будет фигурировать температура Т. Тогда можно определить характер изменения каждого из