Кампания реактора

Пусть т=Т — продолжительность кампании реактора, работающего на постоянной мощности р = ра- В начальный момент (7 = 0) активность всех членов цепочки Л,, о = 0. [c.178]

Одним из основных явлений, ограничивающих работоспособность материалов при больших флюенсах быстрых нейтронов, является вакансионное распухание, открытое английскими учеными в 1967 г. За время кампании реактора обусловленное образованием пор распухание нержавеющих сталей, из которых изготавливаются оболочки твэл, может составлять 20% и более. [c.9]

Переходные процессы в ЯЭУ условно можно разделить на три группы 1) аварийные, 2) быстрые , динамические, и 3) медленные , эволюционные. Процессы первой группы, протекающие за время, много меньшее 1 с, характерны для режимов с неконтролируемым разгоном ядерного реактора. Процессы третьей группы по времени соизмеримы с кампанией реактора, сопровождают длительную ресурсную работу установки. Вторая, наиболее обширная группа процессов, продолжительностью от единиц до тысяч секунд, включает нормальные динамические режимы установки, связанные с изменением ее функционального состояния под действием регуляторов, внешних условий и внутренних возмущений. Рассмотрим переходные процессы, относящиеся ко второй группе. [c.168]

Корпус реактора цилиндрический, сварной, диаметром 1340 х 20 мм, высотой 4365 мм. Газойль подводится по четырем нижним патрубкам, отводится через четыре верхних патрубка диаметром 150 мм. Горючим служит уран-алюминие-вый сплав. Загрузка реактора составляет 22,5 кг урана-235 при обогащении 36%. Оболочки ТВЭЛ выполнены из алюминиевого сплава Д-20 с пониженным содержанием меди. Система управления и защиты включает 32 стержня из бористой стали. В нормальных условиях эксплуатации при режиме автоматического регулирования достаточно использования двух стержней. При работе на полной мощности длительность кампании реактора около двух лет. [c.161]

В гл. I отмечались технико-экономические преимущества реакторных систем на расплавах солей, обусловленные специфическими свойствами солей в условиях работы реактора. При использовании расплавленных солей не требуется высокого давления в реакторе, отпадает необходимость в сложных тепловыделяющих элементах с их оболочками, почти в три раза уменьшается удельная загрузка топлива, отсутствуют напряженные поверхности теплообмена в активной зоне, лимитирующие температуру топлива, появляется возможность непрерывной регенерации топлива, увеличивающей длительность кампании реактора. [c.167]

Для поддержания реактора в критическом режиме избыточное число нейтронов, образующихся при каждом акте деления, должно быть удалено из цепной реакции. Часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны, часть —поглощается конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, а также продуктами деления урана, в частности ксеноном Хе. Определенная часть нейтронов поглощается находящимся в тепловыделяющих элементах изотопом урана в результате чего образуется вторичное ядер-ное горючее — плутоний 2з Pu. Оставшиеся избыточные нейтроны поглощаются стержнями управления и защиты, а также вводимой в теплоноситель некоторых типов реакторов борной кислотой, используемой для их регулирования. С учетом этого общая реактивность реактора является алгебраической суммой ряда составляющих, определяемых каждым из этих процессов. Влияя на эти составляющие (например, путем перемещения регулировочных стержней, изменения концентрации борной кислоты и пр.), можно увеличить реактивность до некоторого максимального в данный момент значения. В этом смысле говорят о запасе реактивности. Для поддержания реактора в критическом состоянии по мере выгорания ядерного горючего в процессе рабочей кампании реактора постепенно выдвигают из активной зоны регулировочные стержни и уменьшают концентрацию борной кислоты в теплоносителе. При этом запас реактивности уменьшается. [c.152]

КИСЛОТЫ из теплоносителя [1]. В конце кампании реактора запаса его реактивности может не хватить для компенсации ксенонового отравления, особенно при больших изменениях нагрузки, поскольку избыточное поглощение нейтронов Хе и обусловленная этим отрицательная реактивность возрастают с увеличением глубины разгрузки. Отмеченное обстоятельство ограничивает допустимую величину разгрузки реактора. Применение скользящего давления, повышая реактивность за счет понижения средней температуры теплоносителя в реакторе, позволяет существенно увеличить допустимую глубину разгрузки реактора, улучшая тем самым маневренные свойства блока. [c.153]

Если в конце кампании реактора производить разгрузку турбины не путем прикрытия ее клапанов, как в предыдущем случае, а путем понижения давления свежего пара, сохраняя неизменным открытие регулировочных клапанов, то вследствие понижения средней температуры теплоносителя в первом контуре мощность реактора будет снижаться менее интенсивно (кривая АС), что дополнительно продлит кампанию реактора на период [20]. [c.153]

Равномерная частичная перегрузка. В этом случае топливо перегружается несколько раз за кампанию через определенные (примерно равные) промежутки времени и примерно равными партиями, так что к концу кампании реактора оказывается перегруженной полностью вся активная зона. [c.109]

Экономическая целесообразность продления кампании реактора при работе на сниженной мощности должна быть оценена исходя из конкретных условий работы блока в энергосистеме и с учетом общих интересов АЭС и энергосистемы. [c.457]

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]

Частота перегрузки ядерного топлива зависит от расчетной кампании реактора. Перед перегрузкой реактор останавливают, расхолаживают. При перегрузке активной зоны реактора предусмотрена замена отработавших топливных сборок на свежие и перестановка топливных сборок внутри активной зоны. Порядок и последовательность операций по перегрузке топлива устанавливают специальными программами. [c.536]

Стоимость топлива в реакторе с периодической перегрузкой в момент времени t кампании реактора [c.441]

В памяти ЭВМ хранится некое множество (например, 30) вариантов ведения водного режима первого контура АЭС с ВВЭР. Каждый вариант имеет набор исходных данных температуру воды, начальные концентрации аммиака, гидроксида калия, борной кислоты, кампанию реактора. Кроме того, задается кривая изменения концентрации борной кислоты в течение кампании. Задача обучающегося состоит в управлении водным режимом АЭС в течение всей кампании. Сущность управления состоит в следующем. Для каждого момента времени, начиная с начального, задается определенная концентрация борной кислоты, и обучающийся должен подобрать концентрацию щелочи (гидро- [c.167]

Данные рис. 10.11 и рис. 10.12 относятся к так называемой одноразовой загрузке реактора, т. е. вся активная зона загружается топливом в начале кампании, и никаких существенных изменений в загрузке в течение кампании реактора не происходит. В расчетах критичность реактора поддерживалась равномерно распределенным поглотителем, выгорающим по мере работы реактора. [c.448]

На рис. 10.14 сопоставлены радиальные распределения удельного тепловыделения в медианной плоскости при выгорании 23000 Мвт сутки т для описанных выше трех методов загрузки топлива. Для одноразовой загрузки представлены две кривые, соответствующие началу и концу кампании реактора. Видно, как распределение тепло-вьщеления меняется в процессе работы реактора. Для других двух способов перегрузки топлива это распределение остается постоянным во времени. Радиальное распределение тепловыделения при аксиальных перегрузках в двух направлениях идентично начальному распределению при одноразовой загрузке. Преимуществом этого метода по сравнению с методом одноразовой загрузки является равномерное выгорание всех топливных элементов. Если кампания реактора ограничена максимальным выгоранием топлива, то при одноразовой загрузке кампания существенно меньше, чем кампания при двух других способах. Еще одно преимущество стратегии аксиальных перегрузок в двух направлениях — лучший баланс нейтронов, так как в течение кампании нейтроны не теряются в результате захвата поглотителями регулирующих стержней. [c.449]

Кампания реактора помимо способа загрузки топлива часто определяется значением избыточной реактивности в начале работы реактора. Эта избыточная реактивность компенсируется перемещениями регулирующих стержней по мере выгорания делящихся изотопов и накопления продуктов деления, поглощающих нейтроны. Наличие избыточной реактивности у реактора имеет, однако, некоторые недостатки. Например, аварийный выход из строя системы регулирующих стержней может привести к опасной ситуации. Кроме того, поток нейтронов понижен вблизи регулирующих стержней, что ведет к неравномерности тепловыделения и выгорания изотопов. [c.450]

Ситуация, иллюстрированная рис. 10.16, относится к началу кампании реактора. В течение работы реактора распределение тепловыделения меняется главным образом в результате неравномерного выгорания топлива и перемещения регулирующих стержней. Может оказаться разумным использовать в такой ситуации неравномерное в аксиальном направлении [c.453]

В рассмотренных выше реакторах перенос нейтронов достаточно хорошо описывается многогрупповым диффузионным или Рх-приближением, потому что размеры активных -зон подобных реакторов велики по сравнению со средним свободным пробегом и длиной миграции нейтронов. Однако в пределах отдельной ячейки решетки реактора должна быть рассчитана детальная зависимость нейтронного потока от координат, энергии и направления движения нейтронов. Особенно это необходимо для точного вычисления вероятности избежать резонансного захвата и для определения коэффициента теплового использования. Эти два коэффициента имеют решающее значение для поддержания критичности реактора и для изучения его температурных эффектов. Последующее обсуждение будет в основном посвящено расчетам критичности реактора и температурных коэффициентов реактивности для различных моментов кампании реактора. [c.456]

В табл. 10.4 и 10.5 представлены значения изотермического коэффициента реактивности и его компонент, рассчитанные на начало и на конец кампании реактора [83]. Для расчетов были использованы описанные выше многогрупповые методы и соответствующие программы для ЭВМ, причем учтено действие родия-103. Относительно малый вклад вероятности избежать утечки из реактора в полный температурный коэффициент связан со слабыми изменениями пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе при повышении температуры активной зоны. [c.468]

Проанализируйте возможность использования блокированного поглотителя из бора-10 для компенсации изменений реактивности в течение кампании реактора [90]. [c.469]

Это позволяет судить об изменении соотношения и в процессе кампании реактора. [c.206]

Отработавшие ТВС выгружают из реактора и заменяют свежими. Период времени между двумя перегрузками топлива называют кампанией реактора. Отработавшие ТВЭЛы помещают в заполненный водой бассейн. [c.527]

Здесь Ф — поток активирующих нейтронов а —микроскопическое сечение рассматриваемой реакции активации п—число ядер на миллиграмм мишени. В табл. 9.2 и на рис. 9.1 приведены результаты расчета наведенной активности миллиграмма стали 304SS для трех наиболее интересных реакций активации Со( , y) ° o, Fe(rt, p) Mn и р)5 Со. Выбранные потоки активирующих нейтронов типичны для большого реактора с водой под се давлением с оболочками твэлов из нержавеющей стали. За три года облучения (примерная кампания реакторов этого типа) активность Со и почти достигает насыщения, тогда как активность Со составит лишь около 7з от насыщения. В выполненных расчетах выгорание ядер Со и Со в потоке тепловых нейтронов не принималось во внимание. [c.282]

При нагреве до 750° С сначала образуется пленка со структурой СГ2О3, но с увеличением выдержки или (что более существен-но температуры образуется фаза типа шпинели, состав которой до некоторой степени зависит от количества кремния и марганца в стали. Выше 750° С скорость роста пленки уменьшается со временем только на ранних стадиях выдержки, а затем приобретает характер, близкий к линейному. Образовавшаяся окисная пленка компактна и имеет одинаковую плотность вплоть до 850° С, при более высокой температуре окисный слой становится двухфазным, причем внешний слой довольно пористый. При температуре <850° С наблюдается небольшое межкристаллитное взаимодействие. Приведенная на основе многочисленных экспериментов экстраполяция показала, что за кампанию реактора взаимодействие достигает максимум 84 мкм это должно быть учтено при выборе толщины оболочки. Некоторые окислы могут скалываться при температуре >650° С, но на практике это случается редко. [c.117]

Рис. VIII.24. Диаграмма режимов энергоблока в конце кампании реактора

Дополнительные преимущества дает применение скользящего давления для блоков с реакторами типа ВВЭР, имеющими периодическую перегрузку горючего с полной остановкой реактора. В некоторый момент времени А (рис. VIII.24) запас реактивности, заключенный в регулировочных стержнях и борной кислоте, оказывается полностью исчерпанным вследствие выгорания горючего. Дальнейшая работа реактора с максимальной мощностью при номинальных параметрах теплоносителя в первом контуре при этом невозможна. На первом этапе эксплуатации АЭС в этот момент времени производилась перегрузка горючего. Однако в рассматриваемом случае реактор может работать еще некоторое время с постепенным снижением мощности (линия АВ). Использование этого мощностного эффекта [1] позволяет за период А м продления кампании реактора выработать при постепенно снижающейся нагрузке генератора дополнительное количество электроэнергии, измеряемой площадью [c.153]

После того как полностью открыты перегрузочные клапаны, происходит снил<ение мощности, определяемое линией DE (рис. VIII.24). С учетом этого продление кампании реактора за счет СД составляет величину Мс, а дополнительная выработка электроэнергии определяется площадью BADE. Еще более глубокое выгорание горючего может быть обеспечено за счет отключения подогревателей высокого давления, что, с одной стороны, увеличивает мощность турбины за счет направления в последующие ступени пара, ранее шедшего в подогреватели, а с другой — увеличивает реактивность реактора, понижая температуру теплоносителя в первом контуре. [c.153]

Перевод блока ВВЭР-440 в конце рабочей кампании на скользящее давление был выполнен Кольской АЭС совместно с ЛПИ. В процессе первой опытной эксплуатации этого блока за счет его перевода на скользящее давление в сочетании с использованием мощностного эффекта и отключением ПВД кампания реактора была продлена на 84 эффективных (115 календарных) суток, в том числе с номинальной мощностью — на 8 суток [17]. Дополнительная выработка электроэнергии при этом превысила 900 млн. кВт - ч. Тепловая экономичность турбоустановки при номинальной мощности, поддерживавшейся при изменении давления открытием перегрузочного клапана, практически не менялась (рис. VIII.25). [c.153]

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]

Стоимость топлива, израсходованного в реакторе на тепловых нейтронах с периодической перегрузкой (ВВЭР и т.п.) за кампанию реактора, ссгставит [c.441]

Протокол работы с программой РНВВЭРД приводится на рис. 18.8. Вариант составлен применительно к АЭС с ВВЭР-440. Температура теплоносителя 260°С, концентрация аммиака 10 мг/кг, начальные концентрации КОН и НдВС соответственно равны 21 мг/кг и 8 г/кг. Изменение концентрации борной кислоты в течение кампании реактора продолжительностью 13,5 мес приведено в протоколе. [c.171]

Рис. 10.21. Температурная зависимость эффективных тепловых сечений изотопов в начале кампании реактора Колдер-Холл [72].

Телшературный коэффициент замедлителя, определенный выше как разность полного температурного коэффициента и коэффициента, связанного с изменением вероятности избежать резонансного захвата, будучи отрицательным в начале кампании (см. табл. 10.2), становится положительным по мере работы реактора (см. табл. 10.3). Из таблиц видно, что это перемена знака обусловлена большим увеличением (1//) д дТ). Физически это означает, что в середине кампании реактора доля тепловых нейтронов, поглощаемых делящимися изотопакп , возрастает с повышением температуры. Из рис. 10.21 видно, что это увеличение связано с тем, что с повышением текшературы возрастает эффективное тепловое сечение плутония-239. Точнее говоря,, основная причина связана с резонансом плутония-239 при энергии 0,3 эв. Смещение спектра тепловых нейтронов в замедлителе приводит к тому, что с увеличением температуры повышается число нейтронов с энергиями, близкими к резонансу плутония-239. [c.464]

Несмотря на то, что при расчете рассмотренных температурных коэффициентов был сделан ряд существенных упрощений (равномерное по топливному элементу выгорание урана-235 и накопление плутония-239, пренебрежение поглощающим действием продуктов деления), расчетные данные находятся в хорошем согласии с экспериментальными [74]. На первый взгляд может показаться, что положительный изотермический температурный коэффициент реактивности в середине кампании реактора при температуре около 500° К может вызвать неустойчивость работы реактора. Однако, благодаря отрицательному мгновенному температурному коэффициенту топлива и большой теплоемкости замедлителя, приводящей к медленному увеличению температуры реактора, в управлении реактором перемещениями регулирующих стержней или другими способами не возникает особых трудностей. Это подтверждено изучением переходных режимов на реакторе Колдер-Холл [75] во всех опытах реактор оставался устойчивым, а если тепловыделение увеличивалось, то очень медленно. [c.465]

Следует обратить внимание на два аспекта расчетов, проведенных для реактора Колдер-Холл . Во-первых, влияние равновесных концентраций ксенона-135 и самария-149 на температурные коэ( ициенты реактивности определено лишь для начала кампании реактора. Основное влияние этих изотопов связано с уменьшением коэффициента теплового использования. Их воздействие на температурный коэффициент реактивности демонстрируется на рис. 10.22 [76]. [c.465]

На рис. 10.24 представлены температурные зависимости некоторых эффективных микроскопических сечений тепловых нейтронов с энергиями до 2,1 эв. Они рассчитаны многогрупповыми методами на начало кампании реактора типа HTGR с небольшой активной зоной, характеризующейся некоторой постоянной, независящей от координат температурой [79]. [c.466]

Для блокированного выгорающего поглотителя из бора-10 эффективное сечение поглощения падает с температурой медленнее, чем для элемента с сечением, пропорциональным 1/и, и это дает отрицательный вклад в член (1//) [д11дТ). В определенных условиях, например, в конце кампании реактора Пич-Боттом при максимальном накоплении урана-233 и минимальном содержании бора-10 и в присутствии ксенона-135 влияние смещений спектра тепловых нейтронов на изотермический температурный коэффициент реактивности, как показывают расчеты, мало и может быть положительным [80]. Поскольку мгновенный температурный коэффициент отрицате чен и больше по абсолютной величине, полный изотермический коэффициент реактивности остается отрицательным, т. е. безопасность работы реактора обеспечивается. [c.467]

Предположим, что бор-10 добавлен гомогенным образом в топливо, так что начальное значение к = 1,10. Как это повлияет на требования к органам регулирования н на кампанию реактора При том же количестве бора-10 увеличим содержание урана-235 в топливе таким образом, что начальное значение /гснова равно 1,30. Рассчитайте допустимое выгорание. [c.469]

Длительность кампании реактора Норанда определяется стойкостью футеровки. Наибольший износ футеровки наблюдался в фурменной зоне и в шлаковой зоне напротив фурм, где высокие скорости циркуляции. При работе с получением штейна образуется устойчивый магнетитовый слой, препятствующий разрушению футеровки. [c.242]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...