Атомные электростанции Физический пуск реактора Атомные электростанции Параллельная работа генераторов Авария на Чернобыльской АЭС Ведомственный метрологический надзор Приборы для измерения давления, разрежения


Физический пуск реактора

В пособии описаны теоретические основы и методика физического пуска реактора, включая измерение его основных характеристик – весов органов СУЗ, коэффициентов реактивности и т.п. Работа по физическому пуску проиллюстрирована на примере тренажера быстрого реактора, установленного на компьютерах каф. РКР.

Одной из самых ответственных и потенциально опасных процедур в эксплуатации любого реактора является его пуск. Процесс пуска принято разделять на физический пуск и энергетический. В процессе физического пуска обычно определяют наиболее важные нейтронно-физические характеристики реактора.

В настоящем пособии изложены основы физических процессов в реакторе при пуске и методика физического пуска реактора. Кроме того, оно является руководством по выполнению лабораторной работы «Физический пуск реактора», которая выполняется на персональном компьютере с использованием программ симулятора реактора БН-350. Программа разработана в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) под руководством А.И Воропаева.

  Цели и задачи физпуска. В процессе физпуска мы должны определить и измерить следующие характеристики реактора:

Критическую конфигурацию реактора (то есть загрузку топлива, или концентрацию топлива/поглотителя, или уровень заливки замедлителя);

  Измерить характеристики (скорости) движения органов СУЗ, их полные веса и градуировочные кривые (дифференциальную/интегральную);

 Провести калибровку нейтронной мощности;

 Измерить коэффициенты реактивности(по возможности).

Методика физического пуска

Основные формулы, определения, физический смысл процессов

 Опишем вкратце основные понятия и модели, используемые в процессе физического пуска. Отметим, что в процессе физического (а затем и энергетического) пуска реактор находится в нескольких различных состояниях, которые мы описываем в рамках различных моделей (или одной модели, но с разными параметрами): подкритический реактор, критический реактор без обратных связей (т.е. коэффициентов и эффектов реактивности), критический реактор на мощности с обратными связями (т.е. с коэффициентами и эффектами реактивности).

  Коэффициент умножения

Если ввести (или приблизить) источник нейтронов (q) в активную зону подкритического реактора, то полное число нейтронов в реакторе будет больше, чем испускает источник. Это связанно с тем, что нейтроны источника вызывают деление ядерного горючего (235U, 239Pu ). Выразим это аналитически.

  Число нейтронов в точечном реакторе можно определить, исходя из системы уравнений т.н. точечной кинетики /1/:

 (1.1а)

  (1.1в)

где

 N –среднее число нейтронов в реакторе;

 Keff - эффективный коэффициент размножения;

 l- среднее время жизни нейтронов в реакторе;

 Ci- концентрация эмиттеров запаздывающих нейтронов i-й группы;

 li- постоянная распада эмиттеров запаздывающих нейтронов i-й группы;

 beff,i- доля запаздывающих нейтронов i-й группы.

Однако, система уравнений в таком виде удобна только для описания стационарных подкритических состояний реактора, условно ее можно назвать системой уравнений в "форме Кeff". Для описания всех критических и надкритических состояний гораздо большее распространение получила эквивалентная система уравнений, которую мы бы условно назвали системой в "форме r", которая описывает процессы через переменную реактивности r=( Кeff -1)/ Кeff . Эту систему можно записать в виде, который действительно практически универсален:

 (1.2а)

 (1.2в)

где

N -среднее число нейтронов в реакторе;

L- среднее время генерации нейтронов;

В стационарных состояниях ( когда производные равны нулю) системы  уравнений (1.1) (1.2) приводятся к следующим простым соотношениям:

. (1.3)

То же самое можно выразить через реактивность:

N=-QL/r или  r=- QL/ N. (1.4)

Таким образом, существует только два способа реализовать стационарные состояния в реакторе.

При Keff =1 (r=0) только в том случае, если в реакторе нет посторонних источников (Q=0).

При Keff < 1 (r<0) только в присутствии источника нейтронов Q¹0.

В подкритическом реакторе уровень нейтронной мощности оказывается связан с величиной критичности К или реактивности r через мощность источника, тогда

 или  (1.5)

Здесь вводят понятие коэффициента умножения Yi или просто умножения нейтронов для состояния реактора «i» как отношение числа нейтронов в реакторе в состоянии «i» -Ni к числу нейтронов без размножения N0 (или с минимальным стартовым размножением) Yi= Ni/ N0 . Реально мы, конечно, не знаем истинного числа нейтронов в реакторе, а только оцениваем его по скорости отсчетов детектора или току ионизационных камер Ii, которые связаны с числом нейтронов через эффективность этих детекторов (e) как Ii = e* Ni . Тогда можно условно принять: 

Yi= Ii / I0 . (1.6)

Примечание. Отметим, что в этом соотношении не все так уж просто. В числителе мы используем эффективность детектора по отношению к размножающимся вторичным нейтронам деления (спектр деления с энергией примерно 2МэВ), а в знаменателе- по отношению к нейтронам источника (спектр испарительный с энергией около 1 МэВ).

Из сравнения (1.3) и (1.6) видно, что при таком определении

, (1.7)

где С(К)-функция, в которой учитывается пространственное распределение нейтронов и эффективность детектора. Практически все факторы, влияющие на величину C(Keff), поддаются расчёту (хотя зачастую сложному). Однако в этом нет необходимости, так как фундаментальный факт состоит в том, что при приближении к критичности C(Keff) стремится к 1:

= при Keff Þ l. (1.8)

Метод обратного умножения

Описание тренажера Тренажер представляет собой модель быстрого реактора (БН-350) с урановым оксидным топливом и жидким натрием в качестве теплоносителя. Высота активной зоны 1.6м, но для простоты работы мы можем принять ее равной 1м. Сначала коротко остановимся на возможностях тренажера.

Приборы контроля и ключи управления тренажером БН Приборы контроля ЯЭУ мы обычно подразделяем на приборы контроля ядерных параметров реактора и приборы контроля технологических параметров.

 


Прогнозирование повреждений теплообменных трубок парогенератора