Паровой эффект реактивности
В реакторах кипящего типа паровой эффект реактивности возникает в результате значительных изменений плотности воды при кипении.
Паровой эффект реактивности следует понимать как реактивность (в единицах bэф), которая выделяется в реакторе при изменении паросодержания теплоносителя (в % объемных).
Паровой коэффициент реактивности (aj) – это изменение реактивности при единичном изменении объёмного паросодержания.
Наличие пара в канале с топливом практически не влияет на характер замедления нейтронов, т.к. основным фактором, определяющим энергетический спектр нейтронов, является концентрация ядер графита. Вместе с тем, поглощение нейтронов в воде уменьшается, и паровой эффект становится положительным.
При наличии в активной зоне неразмножающих каналов с сильным поглотителем в виде ДП возникает отрицательный паровой эффект, вследствие увеличения поглощающей способности поглотителей при уменьшении плотности воды; т.к. происходит уменьшение экранировки водой дополнительных поглотителей. Знак эффекта непосредственно зависит от количества поглотителей в активной зоне в виде ДП.
При наличии в зоне большого количества поглотителей положительный эффект решетки размножающих каналов уравновешивается отрицательным эффектом решетки неразмножающих каналов. При извлечении ДП из активной зоны положительный эффект размножающих каналов становится преобладающим. В проекте РБМК-1000 изначально предусматривалось, что при выбранном из конструктивных соображений уран-графитовом отношении и достижении глубин выгорания топлива, соответствующих стационарному режиму перегрузок ТВС, паровой эффект реактивности будет существенно положительным. Большие положительные значения парового эффекта реактивности были следствием стремления к получению больших глубин выгорания ТВС (достижение высокой экономичности).
Следствием изменения составляющих парового эффекта реактивности по мере выгорания топлива и выгрузки ДП является изменение величины и знака парового коэффициента реактивности при переходе от начальной загрузки к стационарному режиму перегрузок.
В РБМК с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем aj может быть как положительным, так и отрицательным.
В настоящее время для реакторов РБМК, исходя из анализа безопасности их работы, установлено предельное значение aj = 1 bэф.
Для снижения парового коэффициента реактивности с (4¸5) bэф по проекту до требуемых значений были установлены 80шт. дополнительных поглотителей (ДП) и полный запас реактивности в номинальном режиме был доведен до (43¸48) эффективных стержней.
Увеличение числа ДП в реакторе на 10 шт. уменьшает aj на »0,3 bэф.
Вследствие постановки ДП и увеличения запаса реактивности произошло уменьшение среднего; выгорания по активной зоне. С целью дальнейшего снижения величины aj и компенсации снижения глубины выгорания топлива при увеличении количества поглотителя было решено осуществить замену топлива обогащением 2,0% на 2,4% по U-235. При переходе на топливо обогащением 2,4% увеличивается концентрация делящихся изотопов в выгоревшем топливе и снижается доля поглощения нейтронов в воде, т.е. снижается роль воды как поглотителя и соответственно уменьшается aj.
ЧАСТЬ 7. КИНЕТИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
7.1. Кинетика ядерных реакторов и ее задачи
7.2. Элементарное уравнение кинетики (без учета запаздывающих нейтронов). Период реактора. Запаздывающие нейтроны
7.3. Решение уравнений точечной кинетики с учетом запаздывающих нейтронов
7.4. Получение уравнений кинетики из уравнения диффузии (уравнений переноса)
7.5. Уравнение Нордхейма (обратных часов) и его решение
7.6. Кинетика точечного реактора при линейном изменении реактивности
7.7. Особенности кинетики холодного реактора с источником. Пуск реактора
7.8. Определение реактивности и периода ядерного реактора на основе обращенного решения уравнений кинетики
7.9. Кинетика реактора с обратной связи по температуре без учета запаздывающих нейтронов при скачке реактивности. Фазовая диаграмма системы и колебания мощности реактора
7.10. Изменения мощности реактора при небольшом возмущении реактивности с учетом запаздывающих нейтронов
7.11. Кинетика мгновенно-критического (мгновенно-надкритического) ядерного реактора
7.12. Останов реактора. Температура повторной критичности
7.13. Тепловые эффекты в реакторах
Дата добавления: 2021-05-28; просмотров: 965;