ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов из "Тепловое и атомные электростанции изд.3 " В одном акте деления освобождается около 200 МэВ (см. книгу 1, табл. 6.20), поэтому мощность, выделяемая при делении. [c.131] При заданной форме реактора можно определить критические размеры и критический объем V p и соответственно критическую массу реактора [7]. [c.132] 4) следует, что если А зф 1, мощность реактора экспоненциально возрастает, если А зф 1, мощность реактора убывает во времени. Эти состояния называются соответственно надкритическим и подкритическим. [c.132] Очевидно, что в критическом состоянии = О, в надкритическом р О и подкритическом 0. [c.132] При работе реактора происходит убыль топлива, испытавшего деление (2.1), поэтому реакторы имеют заведомо надкритические размеры (в энергетических реакторах на тепловых нейтронах загружается 25—40 критических масс), а работа реактора на стационарном уровне ( зф = 1) обеспечивается системой управления и защиты. Эта же система обеспечивает переход реактора с одной мощности на другую, включая пуск и останов. Изменение реактивности происходит вследствие выгорания топлива, изменения температуры и плотности материалов реактора. Изменение мощности приводит к неравномерному изменению температур различных материалов. Так, с ростом мощности температура топлива возрастает больше, чем температура теплоносителя. Кроме того, температура топлива быстрее реагирует на изменение мощности, так как в топливе выделяется 94—97 % всей энергии деления. [c.132] Для учета сказанного в рассмотрение вводятся коэффициенты реактивности. [c.132] Очевидно, можно рассматривать как для реактора в целом (равномерный разогрев от внешнего источника при пуске реактора), так и для отдельных материалов (например, для теплоносителя, топлива). [c.132] Очевидно, вследствие существенного различия коэффициентов расширения материалов (теплоносителя, оболочки, топлива) коэффициенты реактивности для компонентов реактора различны. [c.132] Для безопасной эксплуатации реакторов сум-марньгй эффект реактивности должен быть отрицательным и малым по абсолютной величине. Кроме того, отдельные коэффициенты реактивности должны быть заведомо отрицательными. Так, для разных типов реакторов мощностньгй коэффициент реактивности при любых режимах эксплуатации должен быть отрицательным. [c.133] Важнейшей характеристикой экономичности АЭС является глубина выгорания топлива Рщ, МВт сут/кг и, — энерговыработка, отнесенная к массе загруженного топлива Mj. [c.133] В энергетическом реакторе желательно иметь большее значение Рщ, однако существует некое предельное значение этой величины, определяемое в первую очередь стойкостью твэлов. Существенная часть продуктов деления при рабочих температурах находится в газообразном состоянии, поэтому стойкость твэлов зависит от вида топлива и теплоносителя, материала оболочки и конструкции твэла. Время достижения предельной глубины выгорания назьгвается кампанией топлива Т . [c.133] Выгорание топлива и накопление шлаков обусловливают уменьшение первоначальной избыточной реактивности. Когда р достигнет нуля, реактор останавливают и топливо перегружают. Период от пуска реактора до момента, когда, р, = О называется кампанией реактора Гр. [c.133] Существуют различные режимы перегрузки реактора. Для корпусных реакторов (например, ВВЭР) процесс перегрузки связан с разгерметизацией реактора, поэтому состав топлива выбирают таким, чтобы кампания реактора Гр (при работе реактора на номинальной мощности) и период проведения планово-предупредительного ремонта составляли примерно один календарный год. Однако при этом глубина выгорания не достигает предельного значения, поэтому выгружают часть топлива, имеющую нр1большую глубину выгорания (в начальный период для улучшения экономических показателей производят загрузку топлива с разным содержанием делящегося нуклида), и в активную зону загружают свежее топливо. Такой способ перегрузки называют частичнъш. В зависимости от числа перегрузок я за различают двух-, трех- и более частичные режимы перегрузок. В этом случае при каждой перегрузке выгружается п часть загруженного топлива. Для ВВЭР-1000 при двухчастичном режиме перегрузок средняя глубина выгорания достигает 27, а при трехчастичном — 40 МВт сут/кг U. [c.133] Для канальных реакторов (РБМК) в установившемся режиме используют квазинепрерывный режим перегрузок, когда ежедневно выгружают один-два канала с максимальной глубиной выгорания. В этом случае глубина выгорания зависит от обогащения и составляет 20—25 МВт сут/кг U. [c.134] В реакторах на быстрых нейтронах отрицательные эффекты, связанные с накоплением продуктов деления, существенно меньше, кроме того, эти реакторы имеют большую энергонапряженность активной зоны, поэтому глубина выгорания в них существенно выше и достигает 100— 150 МВт-сут/кг и. [c.134] Для определения влияния различных факторов на КВ нужно рассмотреть баланс нейтронов. На один поглощенный делящимся нуклидом нейтрон с учетом деления четных ядер (х и радиационного захвата делящимся нуклидом (2 6) имеем Vy)x/(1 + а) вторичных нейтронов. Для поддержания цепной реакции деления нужен один нейтрон. Часть нейтронов поглощается в теплоносителе и конструкционных материалах, часть нейтронов покидает реактор в процессе утечки, всего теряется q нейтронов. Оставшиеся нейтроны испытывают радиационный захват в сырьевых нуклидах. [c.134] В реальных условиях q 0 ъ реакторах на тепловых нейтронах q = 0,5, а в реакторах на быстрых нейтронах q = 0,2. [c.134] Так как Vy растет с увеличением энергии нейтронов [см. книгу 1, формула (6.342)], а уменьшается, а (X возрастает, различие реакторов на быстрых и тепловых нейтронах становится принципиальным. В реакторах на тепловых нейтронах КВ 1 в тяжеловодных КВ 0,8, в ВВЭР и РБМК КВ = 0,5. В реакторах на быстрых нейтронах в Pu-Pu цикле КВ = 1,5—1,7. [c.134] Вернуться к основной статье