Cтраница 1
Мощность реактора регулируют, изменяя величину р, поэтому р обычно является функцией времени. Число групп т, как правило, равно 6 - 10, иногда более (в зависимости от типа реактора), в связи с чем классическое решение системы этих уравнений представляет собой сложную задачу. Система уравнений характеризует кинетику реактора только при упрощающих предположениях, однако для большинства практических случаев применения достигаемая точность вполне достаточна.
Мощность реакторов здесь также доведена до 36 тыс. т / год.
Мощность реактора может быть выраженз в ваттах, киловаттах или мегаваттах. Между мощностью, средним потоком нейтронов и объемом реактора существует непосредственная связь.
Мощность реактора в значительной степени зависит от его системы охлаждения. В этом заключается особенность ядерных реакторов как источников энергии. Мгновенная мощность определяется числом атомов, подвергающихся делению за 1 сек. В некоторых реакторах достаточно удалить управляющие стержни, чтобы возникла цепная реакция, а для стабилизации реакции (когда достигнут определенный уровень) снова ввести стержни в реактор. При этом, естественно, предполагается, что материалы, из которых построен реактор, хорошо выдерживают ту температуру, которая там может возникнуть, причем это зависит лишь от эффективности системы охлаждения.
Мощность реактора как генератора пара определяется количеством каналов и мощностью каждого из них. При данных параметрах каналов паро-производительность реактора-парогенератора зависит от числа каналов. Чем их больше, тем выше паро - производительность, однако усложняется конструкция установки и ее эксплуатация.
| Однолинейная схема компенсатора реактивной мощности с параллельным включением управляемого реактора со стержневым магнитопроводом с подмагничиванием постоянным током и нерегулируемой емкости. |
Мощность реактора изменяется от номинальной до мощности холостого хода менее чем за 2 с. Обмотки переменного тока каждой фазы располагаются на двух вертикальных стержнях отдельного сердечника.
Мощность реакторов Qp0, предназначаемых для регулирования напряжения на промежуточной подстанции, равна сумме реактивных мощностей концов участка, примыкающих к подстанции.
Мощность реакторов промежуточных компенсирующих пунктов КП равна сумме стоков реактивных мощностей концов участков, примыкающих к КП.
температура теплоносителя на входе и выходе по каналам и в целом;
давление теплоносителя в характерных точках;
расход теплоносителя по каналам или в целом;
тепловая мощность реактора;
энерговыделение по объему активной зоны;
температура оболочек твэлов и других материалов;
реактивность реактора;
положение стержней регулирования и компенсации;
контроль герметичности корпуса;
герметичности оболочек твэла;
многообразный дозиметрический контроль…
Специфика ядерных реакторов-оперативный контроль его тепловой мощности.
Он осуществляется: измерения по тепловому балансу ; измерение по нейтронным детекторам .
Измерение по тепловому балансу весьма инерционно, а при низких уровнях мощности оно не обеспечивает необходимой точности либо вообще невозможно, когда разность температур теплоносителя ничтожно мала. Тепловая мощность реактора практически пропорциональна плотности потока нейтронов.
Поэтому для оперативного контроля средней тепловой мощности используются нейтронные детекторы, которые обладают достаточной чувствительностью и являются практически безынерционными.
Нейтронные детекторы, предназначенные для оперативного контроля средней плотности потока нейтронов, размещают обычно вне активной зоны и даже за корпусом реактора.
При таком размещении в меньшей мере сказываются локальные изменения плотности потока нейтронов в активной зоне в связи, например, с перемещением поглощающих стержней.
Вокруг реактора устанавливают большое количество нейтронных детекторов, что позволяет при их параллельном подключении свести к минимуму локальные перекосы распределения нейтронов в активной зоне.
Для контроля нейтронного потока (согласно требованиям ПБЯ) реактор должен быть оснащен каналами контроля таким образом, чтобы во всем диапазоне измерения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10 -7 % до 120 % номинального контроль осуществлялся как минимум:
а) тремя независимыми между собой каналами измерения уровня плотности нейтронного потока с показывающими приборами;
б) тремя независимыми между собой каналами измерения скорости изменения плотности нейтронного потока.
По крайней мере два из трех каналов контроля плотности нейтронного потока должны быть оснащены записывающими устройствами.
7 Системы регулирования ядерным реактором.
Все приборы, оборудование и aппаратура контроля и управления реакторной установки входят в автоматизированную систему управления технологическим процессом.
Согласно правилам ядерной безопасности реакторных установок все системы, с помощью которых осуществляется контроль и управление реакторными установками, разделяются на системы контроля и управления и систему управления и защиты (СУЗ) .
Системы (элементы) контроля и управления
реакторной установки предназначены для контроля и управления системами нормальной эксплуатации реакторной установки и системами безопасности.
Они должны обеспечивать контроль технического состояния и безопасное управление установкой при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.
Должна быть предусмотрена также диагностика систем контроля и управления реакторной установки.
Мощность реактора. Диапазоны мощности
| Наименование параметра | Значение |
| Тема статьи: | Мощность реактора. Диапазоны мощности |
| Рубрика (тематическая категория) | Математика |
Во время эксплуатации ядерного реактора должна обеспечиваться работоспособность активной зоны в течение кампании ядерного реактора, что обусловлено нахождением значений критериев теплотехнической надежности АЗ в допустимых проектных пределах. Работоспособность активной зоны практически обеспечивается надежностью ТВЭЛов - наиболее ответственных конструкционных узлов ЯР.
В течение всей кампании работоспособность ТВЭЛов обеспечивается созданием таких условий, которые бы исключали эксплуатационные причины повреждения и разгерметизации ТВЭЛов и повышения активности теплоносителя выше установленной нормы. Во время эксплуатации ядерного реактора нельзя допускать перегрева ТВЭЛов из-за непредвиденного возрастания мощности ЯР, изменения распределения энерговыделения в активной зоне, ухудшения охлаждения ТВЭЛов, отклонения от норм химического состава теплоносителя. Для этого оператору крайне важно:
Строго поддерживать в пределах допустимой скорость изменения мощности и температуры при пуске, разогреве, на энергетическом уровне, при остановке и во время расхолаживания ЯР;
Соблюдать температурный режим активной зоны (допустимые температуры на входе и выходе ЯР, в ТК);
Ограничивать мощность при возникновении перекосов энерговыделения, обусловленных непредвиденным расположением КР, ксеноновыми волнами и др.;
Не допускать разбаланса между энерговыделением и теплосъемом при изменении циркуляции теплоносителя;
Обеспечивать нормальный режим расхолаживания после плановых н аварийных остановок ЯР.
Главное условие надежной работы активной зоны в течение кампании – поддержание полного баланса между:
а) мощностью, выделяющейся в топливе, которая создает тепловой поток q F с поверхности ТВЭЛов F ТВЭЛ:
q F =N p /F ТВЭЛ, Вт/м 2 ;
б) мощностью, переходящей от ТВЭЛов к теплоносителю
N p =a F ТВЭЛ (t об –t т);
в) мощностью, отводимой теплоносителем от активной зоны
N p =G 1к с p (t вых –t вх),
где a – коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки ТВЭЛа, имеющей температуру t об к теплоносителю, имеющему температуру t т; t вых, t вх – температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в реактор, G 1к – расход теплоносителя первого контура через реактор, с p – теплоемкость теплоносителя.
Отклонение N, t, G, P и других параметров первого и второго контуров от заданных для данного режима работы влечет за собой нарушение теплового баланса в активной зоне, что может привести к очень серьезным последствиям. Особенно опасны кризисы теплообмена первого и второго рода.
При больших мощностях на наиболее энергонапряженных участках ТК температура оболочки ТВЭЛов может достигать температуры насыщения теплоносителя при данном давлении и превышать ее. В этих местах: начинается поверхностное пузырьковое кипение при недогреве общего потока теплоносителя до кипения. Сегодня пузырьковое кипение допускается во многих ЯР, оно интенсифицирует теплосъем и не вызывает особых опасений, хотя на границах участка с пузырьковым кипением, будет наблюдаться неустойчивый режим, сопровождаемый колебаниями температуры поверхности ТВЭЛов и, следовательно, колебаниями термических напряжений.
В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда в недогретой до кипения воде скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛа превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает так называемый кризис первого рода: тепловой поток достигает критического значения, при котором на поверхности ТВЭЛов образуется паровая пленка, (пленочное кипение), температура ТВЭЛа резко возрастает - он начинает плавиться. Чтобы не допустить пленочного кипения, крайне важно так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном ТВЭЛе существовал запас по критической тепловой нагрузке:
| , | (8.27) |
где q кр – критический тепловой поток, Вт/м 2 ; k v – объёмный коэффициент неравномерности; – средний тепловой поток, ВТ/м 2 .
В активной зоне современных энергетических ЯР на быстрых нейтронах тепловые потоки с поверхности ТВЭЛов достигают 2,5×10 6 Вт/м 2 и выше, для тепловых ЯР они примерно в 2 раза меньше.
Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объёмного кипения, что возможно, к примеру, в случае снижения давления в контуре, уменьшении расхода теплоносителя. При омывании ТВЭЛа пароводяной средой с большим паросодержанием теплоотдача от поверхности осуществляется через жидкую пристеночную пленку. В момент достижения определенного (граничного) паросодержания жидкая пленка начинает высыхать, а температура поверхности ТВЭЛа расти, достигая недопустимых значений. Чтобы исключить кризис второго рода, крайне важно, прежде всего, не допускать объёмного кипения теплоносителя и граничного паросодержания в активной зоне.
Τᴀᴋᴎᴍ ᴏϬᴩᴀᴈᴏᴍ, основным фактором, приводящим к возникновению нарушений температурного режима активной зоны является величина тепловой мощности реактора и скорость ее изменения в переходных режимах. Вследствие этого во время эксплуатации должен быть организован непрерывный контроль за мощностью реактора.
Как известно, мощность реактора определяется энерговыделением в его активной зоне. В свою очередь, как показано в гл.3, энерговыделение зависит от количества делений ядер топлива, а, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих это деление. Количество выделяющегося тепла в единице объёма активной зоны описывается следующими выражением:
| , | (8.28) |
где – средняя удельная мощность (энергонапряженность) активной зоны, ᴛ.ᴇ. мощность в единице объёма, кВТ/см 3 ;
– средняя плотность потока тепловых нейтронов, нейтр/см 2 с;
– макроскопическое эффективное поперечное сечение деления 235 U, 1/см.
На основании соотношения (5.28) мощность реактора определяется как
 ,
| (8.29) |
где V аз – объём активной зоны, см 3 .
В выражении (8.29) числитель определяет количество делений в активной зоне реактора, происходящих в единицу времени, а знаменатель – количество делений ядер топлива в секунду, соответствующее мощности 1 кВт. Напомним, что поток тепловых нейтронов и энерговыделение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора.
Поскольку N p ~Ф (кВт),то измерение плотности потока нейтронов в реакторе используют для оперативного контроля так называемой нейтронной мощности реактора и функционирования аварийной защиты реактора.
Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора - она должна быть практически безынерционна. В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы. Οʜᴎ одновременно служат датчиками для определения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью. Мгновенное значение периода T и скорость изменения плотности нейтронов dn/dt связаны зависимостью
| , | (8.30) |
где п - плотность нейтронов, а Т - период реактора.
При эксплуатации реактора измеряются как средняя плотность нейтронов по всей активной зоне, так и локальные значения. При измерении средней плотности нейтронов детекторы выносятся за пределы активной зоны, а для определения локальных значений они размещаются непосредственно в активной зоне. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.
Учитывая зависимость отплотности потока нейтронов используются различные способы градуировки. В области низких значений плотности нейтронов, при так называемых нулевых мощностях, когда подогрев теплоносителя практически, отсутствует широко используется способ, основанный на активации металлических фольᴦ. Он состоит в том, что в активную зону вводятся тонкие металлические фольги или проволочки, которые облучаются потоком нейтронов строго определенное время. После их извлечения измеряется наведенная активность, пропорциональная интегральному потоку нейтронов в том месте, где размещалась фольга. Связь активности фольги с потоком нейтронов определяется сравнением со специальным калибровочным источником нейтронов.
Для градуировки нейтронных детекторов в рабочем (энергетическом) диапазоне мощностей производят определение тепловой мощности реактора методом теплового баланса.
а) по параметрам первого контура
 ,
| (8.31) |
б) по параметрам второго контура
 ,
| (8.32) |
в) по расходу пара из парогенераторов
| , | (8.33) |
где G I – расход теплоносителя первого контура, кг/с; D ПВ, D ПГ –расходы соответственно питательной воды второго контура и пара из парогенераторов, кг/с; h вых, h вх – энтальпия теплоносителя I контура на выходе из реактора и на входе в реактор, кДж/кг; h пар, h ПВ – энтальпия пара и питательной воды второго контура, кДж/кг;
При составлении уравнений теплового баланса для конкретного ЯР крайне важно также учитывать все входящие и выходящие из контура дополнительные потоки (расходы продувки, подпитки, утечек из контура и т.д.).
Мощность реактора. Диапазоны мощности - понятие и виды. Классификация и особенности категории "Мощность реактора. Диапазоны мощности" 2017, 2018.
Ещё раз напомним, что всё сказанное о технике управления реактором строго справедливо только для “холодного” реактора. С некоторыми оговорками закономерности переходных процессов в их “чистом” виде можно наблюдать и в реальных реакторах АЭС на относительно малых уровнях мощности (в совсем нехарактерных для энергетических реакторов режимах).
В реальных энергетических реакторах, отличающихся от “холодного” реактора наличием температурных эффектов реактивности, переходные процессы изменения мощности реактора при сообщении реактивности той или иной величины и знака имеют более сложный характер.
Анализу переходных процессов изменения тепловой мощности реактора в энергетических режимах работы реактора будет далее посвящена отдельная тема.
Сейчас же хотелось бы сосредоточить внимание на том, что “холодный” реактор как объект регулирования является объектом неустойчивым: любое, даже самое малозаметное, возмущение по реактивности положительного или отрицательного знака заставляет такой реактор либо непрерывно увеличивать его мощность, либо неуклонно снижать её до полной остановки реактора. И если бы реальный энергетический реактор был лишён уже известного нам отрицательного температурного коэффициента реактивности, он был бы именно таким неустойчивым реактором. Вы сразу можете взять на заметку после сказанного, что реальный энергетический реактор на номинальной (100%-ной) мощности всегда более устойчив, чем на меньших уровнях мощности. Это - однозначно и должно быть понятно: чем меньше уровень тепловой мощности реактора, тем ближе по свойствам этот реактор к “холодному” (а, значит, неустойчивому) реактору. И работа оператора реакторной установки в таком случае была бы нудной пыткой, приковывающей к себе всё его внимание и заставляющей постоянно балансировать органами управления и думать только о том, как бы не заглушить реактор или, того хуже, пустить его “вразнос”.
В связи с этим для конструкторов реактора есть, по крайней мере, две проблемы:
Во-первых, необходимость спроектировать реактор устойчивым в любых проектных режимах его эксплуатации в любой момент кампании, причём, устойчивым на базе внутренних свойств самого реактора, опираясь на присущие самому реактору внутренние отрицательные обратные связи, обеспечивающие процесс самоподдержания мощности реактора или, что то же, - нулевой реактивности реактора в условиях реального возникновения возмущений по реактивности;
Во-вторых, необходимость предусмотреть систему автоматического регулирования мощности реактора, освобождающую оператора от тягостных и многократно повторяющихся действий по поддержанию мощности реактора на требуемом уровне на тот случай, если в какой-то момент кампании эффективности внутренних отрицательных обратных связей окажется недостаточно для стабилизации мощности реактора.
Система автоматического регулирования (АР) обычно предусматривает одну или две группы специально выделенных для этой цели подвижных стержней-поглотителей, попеременно работающих в активной зоне. Каждый канал АР строится по принципу измерения величины разбаланса между фактическим и заданным уровнями мощности реактора, усиления сигнала этого разбаланса и направления его для воздействия на сервопривод группы АР таким образом, чтобы перемещением группы по высоте активной зоны свести разбаланс к нулю.
Принципиальная блок-схема канала АР приведена на рис.12.7.
Рис. 12.7. Принципиальная схема построения канала автоматического поддержания мощности реактора.
Электрический сигнал в виде тока от детектора-измерителя нейтронной мощности реактора (группы ионизационных камер) поступает на вход усилителя канала АР (на схеме - УАР), где усиливается до нужных для операционного воздействия величин. В задающем устройстве (ЗУ) формируется токовый сигнал, пропорциональный задаваемой мощности реактора. С выходов УАР и ЗУ токовые сигналы подаются на вход суммирующего устройства (СУ), с выхода которого сигнал, пропорциональный разбалансу фактической и заданной мощностей реактора, подаётся на управляющую обмотку синхронного реверсивного электродвигателя, вращение которого с помощью механической передачи (редуктора и реечного механизма) преобразуется в поступательное перемещение группы управляющих стержней АР.
Направление движения стержней АР определяется полярностью сигнала разбаланса: если разница фактической и заданной мощности реактора ΔN р = N рфакт - N рзад положительна (то есть фактическая мощность превышает заданное её значение), то электродвигатель перемещает стержни вниз, сообщая реактору, тем самым, отрицательную реактивность, заставляющую реактор снижать уровень мощности до тех пор, пока он не уменьшится до заданной величины, результируя нулевую величину разбаланса Δ
N р, при которой перемещение стержней прекратится. Если первоначальный разбаланс Δ
N р оказывается величиной отрицательной, то есть фактическая мощность реактора ниже заданного уровня, привод перемещает стержни вверх, сообщая реактору положительную реактивность, приводящую к подъёму мощности реактора до заданной, после чего движение стержней останавливается.
По такому принципу строятся все токовые автоматические регуляторы мощности реакторов.
Мощность реактора определяется энерговыделением в единицу времени в его активной зоне. В свою очередь, скорость энерговыделения зависит от числа делений ядер топлива и, следовательно, плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих эти деления.
Мощность реактора связана со средней плотностью потока тепловых нейтронов соотношением:
где N - мощность реактора, кВт;
Ф т - средняя плотность потока тепловых нейтронов в топливе, н/(см 2 -с);
a f - эффективное сечение деления 2 3 5 U, см 2 ;
N 5 - концентрация ядер 2 35 U, см -1 ;
V - объем активной зоны, см 3 .
Кампания реактора - это время, в течение которого активная зона может работать на номинальной мощности с одной и той же загрузкой. Определяется кампания запасом реактивности и кончается при полном удалении из активной зоны борной кислоты, когда цепная реакция прекращается.
Способность реактора выработать за время кампании определенное количество энергии характеризует его энергоресурс (энергозапас) - Q K . Использованную часть энергоресурса называют энерговыработкой реактора.
Если реактор в течение определенного времени работал на различных уровнях мощности, то его энерговыработка Q выр равна сумме энерговыработок на каждом уровне мощности.
Кампанию и энергоресурс реактора иногда выражают в эффективных сутках, т. е. в сутках работы на номинальной мощности. Одни эффективные сутки для ВВЭР-1000 соответствуют энерговыработке 3000*24 = 72 ГВт*сут. Для перевода энерговыработки в эффективные сутки следует использовать соотношение:
Количество загруженного делящегося топлива в ядерном реакторе при его работе непрерывно уменьшается за счет деления ядер 235 U и радиационного захвата ими нейтронов. Этот процесс называют выгоранием топлива .
Выгорание связано с энерговыработкой линейной зависимостью:
m выг 5 = 1,23 N t
где т выг - масса выгоревшего 235 U, г; 1,23 - расход топлива в граммах, соответствующий энерговыработке в 1 МВт сут, с учетом потерь энергии, радиационного захвата нейтронов и деления 235 U; N - мощность реактора, МВт; t , - время работы реактора на мощности N , сут.
Основная часть расхода топлива определяется количеством разделившихся ядер 235 U за определенное время работы реактора на мощности. Масса разделившихся ядер в граммах за время t работы реактора на мощности N , т.е. при энерговыработке Q = Nt , равна
m 5 дел = 1,05 Nt = 1,05 Q ,
где 1,05 - масса 235 U в граммах, разделившегося при энерговыработке 1 МВт сут.
В связи с выгоранием 235 U уменьшается к эф, а следовательно, реактивность и запас реактивности. Изменение запаса реактивности за счет выгорания - длительный процесс. Он зависит только от энерговыработки реактора.
Воспроизводство и отравление
При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди них делящиеся ядра 239 Ри , 241 Ри . Процесс накопления последних называется воспроизводством делящегося материала.
При делении топлива образуется около 200 нуклидов - продуктов (осколков) деления.
Некоторые ядра, образующиеся при делении урана и плутония, имеют большие сечения поглощения тепловых нейтронов.
IIoглощение нейтронов теми из них, сечение поглощения которых очень велико, а концентрация которых сравнительно быстро достигает равновесной, называется отравлением реактора .
Основная масса образующихся ядер, называемая шлаками, имеет сечение поглощения тепловых нейтронов не больше, чем сечение деления топлива.
В процессе накопления шлаков (при работе реактора) запас реактивности уменьшается.
Это уменьшение запаса реактивности вследствие поглощения тепловых нейтронов шлаками называется шлакованием реактора .
Процесс шлакования так же, как и выгорания, медленный, связанный только с кампанией (энергонаработкой) реактора.
При эксплуатации реактора разделить процессы выгорания и шлакования невозможно.