Основные задачи проектирования.

К числу основных задач, требующих решения в процессе проектирования активной зоны и реактора в целом, следует отнести определение следующих физических характеристик с учетом процессов, происходящих в работающем реакторе:

1) критических размеров активной зоны и загрузки ядерного топлива;

2) дополнительной загрузки ядра топлива, необходимо для облегчения работы реактора в течении срока, предусмотренного техническим задания;

3) температурных эффектов;

4) эффективности органов регулирования и аварийной защиты;

5) эффективности выбранной системы компенсации избыточной реактивности и ее достаточности;

6) распределения энерговыделения в активной зоне в любой момент работы реактора;

7) эффективности теплоотвода в активной зоне и отражателе;

Ясно, что перечисленные характеристики оказывают большое влияние на атомную установку в целом.

По 1) см. лекции “Критические размеры и критическая масса”, “Уравнение критичности для реактора конечных размеров”. Основное – обеспечить эфф. к-т размножения К_эфф. 1.

2) Дополнительная загрузка ядерного горючего. Ограничиться критической загрузкой нельзя, поскольку необходимо поддерживать энерговыделение в реакторе в течении длительного времени без догрузки ядерного горючего. Эта дополнительная загрузка должна скомпенсировать

- выгорание (деление) делящихся ядер, обеспечивающие в реакторе энерговыделение в течении компании.

- уменьшение количества делящихся ядер в реакторе за счет радиационного захвата (поглощение без деления):

- изменение состава активной зоны в процессе работы реактора из-за накопления продуктов деления (так наз. шлакование и отравление).

Таким образом полная загрузка реактора ядерным горючим будет:

G = G_кр+G_выс+G_пр.дел

В реакторах с различным энергетическим спектром нейтронов влияние накопление продуктов деления на К_эфф. (а значит и на загрузку) различно.

В быстрых реакторах вредные поглотители непрерывно накапливаются, т.к. почти не исчезают при радиоактивном распаде и при поглощении .

В тепловых реакторах непрерывно образуется и исчезает основной поглотитель за счет радиоактивного распада и поглощения нейтронов (образующие - как осколок и + за счет радиоактивного распада с выходом 6% через ~10 час переходит в )

При достаточно длительной работе теплового реактора при постоянной мощности устанавливается равновесная концентрация .

После остановки теплового реактора, у которого поток

>0,3×10¹² нейтр/сек×см², содержание увеличивается в течении первых

5-10час по сравнению с равновесной концентрацией достигает max, а затем уменьшается (так наз. йодная яма, т.к. об/газ. из I)

Получается, что в течении этого времени реактор не возможно запустить. Чтобы этого не произошло необходимо располагать соответствующим запасом квадратичности, т.е. нужна дополнительная загрузка ядер топлива.

Поглощение нейтронов стабильными и долгоживущими изотопами принято наз. шлакованием, а поглощение коротко живущими радиоактивными ядрами – отравлением.

¾^2мин® I¹³⁵ ¾^9,7часа® ¾^{13,4 часа}® C_s¾^2*10 ® Ba¹³⁵(стабильный)

ρ

Ф=10¹³

Ф=10¹⁴

Ф=2^.10¹⁴

откл-е р-ра

часа

10 20 30 40

Компенсация избыточной реактивности

Раз первоначальная загрузка реактора >> критической, для обеспечения нормальной работы (поддержания точно критического состояния) необходимо компенсировать избыточную . Для этого предусмотрена система компенсации, действие которой заключается в ведении в активную зону тем или иным способом отрицательной , точно равный избыточной надкритичности реактора. Из условий безопасности запас отрицательной предусматривают таким, чтобы в любом состоянии реактора в случае необходимости могло быть обеспечено его подкритическое состояние:

Обеспечивается

1) уменьшение количества ядерного топлива в активной зоне.

2) введением в активную зону отражатель поглощающих материалов.

3) увеличение утечки из активной зоны за счет изменения эффективности отражателя.

4) увеличение утечки из активной зоны за счет изменения состава замедлителя.

5) увеличение поглощения в замедлителе или теплоносителе путем растворения в них сильно поглощающих веществ.

Наиболее распространен 2 способ, который осуществляется двумя способами – 1) ввод стержней; 2) ввод в топливо выгорающей добавки, смешивается с ядерным топливом так, чтобы был согласован темп выгорания ядерного топлива с поглотительными добавками. В качестве выгорающей добавки применяется вещество, которое после поглощения сразу превращается в вещество, слабо поглощающее нейтроны. Например, изотоп бора ₅В¹⁰.

Температурные эффекты. Выход на рабочий режим сопровождается разогревом элементов (ядерное горючее, замедлитель, теплоноситель, конструкционные материалы)

Температура теплоносителя повышается до 200°С и выше.

Температура ядерного топлива может повышаться еще больше, в зависимости от топлива, конструкции ТВЭЛ.

В результате изменения температуры в активной зоне наблюдаются следующие эффекты , влияющие на К_эфф

а) уменьшение интервала энергии, который деления проходят в процессе замедления до тепловой энергии;

б) изменение вероятности избежания резонансного захвата деления при замедлении в материалах, составляющих активную зону;

в) увеличение энергии теплоты , обуславливающее уменьшение ядерных сечений взаимодействия нейтронов с топливным и конструкционными материалами;

г) уменьшение плотности всех материалов, составляющих активную зону и отражатель;

д) увеличение геометрических размеров активной зоны и отражателя.

Указанные характеристики в зависимости от температуры меняются по- разному. Суммарный эффект увеличения температуры в реакторе проявляется в том, что реактор, который в холодном состоянии был точно критическим, при увеличении температуры моет стать над критическим. Для безопасности работы необходимо, чтобы < 0 ( уменьшалась с увеличением температуры) хотя бы в пределах рабочей области температур.

Практически расчет температурного коэффициента реактивности сводится к определению К_эфф данного реактора при разных температурах активной зоны. По результатам строится графическая зависимость К_эфф=f( ), которая позволяет определить температурный коэффициент в любом интервале температур.

Распределение энерговыделения (см. лекцию предыдущую – “Особенности тепловыделения в активной зоне”).

Теплоотвод в реакторе (см. “Характеристика теплоносителей”), а также следующие:

Плотность энерговыделения велика (100 квт/л). Поэтому для эффективного теплоотвода необходимы достаточно развитое теплопередающая поверхность и высокое значение коэффициентов теплопередачи к теплоносителю. Поэтому ТВЭЛ – выполнен в виде стержней, пластин, кольцевых цилиндров и пр. С целью увеличения к.п.д. следует поднимать температуру теплоносителя на выходе из активной зоны. Но это ограниченно следующими причинами:

1) ядерное горючее имеет характерные температурные точки (температура плавления, фазовые переходы и пр.)

2) материалы, используются для оболочек ТВЭЛ имеют предельную допустимую температуру, после которой резко падают их прочностные свойства.

3) нагрев теплоносителя до температуры соответствующей появлению пленочного кипения, не допускается из-за резкого ухудшения теплоотвода.