Эффективность группы поглощающих стержней

Ввиду малой эффективности одиночных стержней они объединяются в группы и перемещаются в активной зоне одновременно (например, группа стержней КГ). Обычно таких групп бывает несколько.

Характерная особенность применения стержней в составе групп заключается в том, что эффективность одновременно погруженных поглощающих стержней в общем случае не равна сумме эффективностей этих же стержней, введенных в активную зону по отдельности. Данное явление объясняется взаимным влиянием стержней, которое реализуется посредством изменения плотности потока нейтронов в области расположения стержня при погружении в активную зону соседнего поглотителя. Этот эффект взаимного влияния поглощающих стержней получил название интерференции стержней. Иногда это явление называют также теневым эффектом.

Количественной характеристикой названного эффекта является коэффициент интерференции С, используемый для вычисления эффективности группы из п стержней по известной эффективности ∆ρ_i каждого из них:

(1.1)

В зависимости от взаимного расположения стержней, их материала и размеров, а также свойств активной зоны интерференция может быть положительной (С>1), нулевой (С=1) или отрицательной (С<1).

При очень близком расположении стержней они взаимно ослабляют плотность потока нейтронов, вследствие чего интерференция их отрицательна. По мере увеличения расстояния между стержнями они попадают в область всплесков Ф, образовавшихся при их погружении. В результате общая эффективность стержней повышается и в определенный момент становится больше суммы эффективности этих стержней при их автономном погружении. Начиная с этого момента интерференция положительна.

Характерно, что не вся область положительной интерференции является приемлемой для расположения стержней. При слишком большом удалении их от центра зоны, несмотря на положительную интерференцию, эффективность группы стержней резко уменьшается вследствие малых значений Ф на периферии актинон зоны. В каждом конкретном случае существует оптимальное размещение стержней в группе, при котором их общая эффективность максимальна.

Вследствие изменения эффективности рабочих органов в течение кампании реактора необходимо периодически производить уточнение эффективности этих органов. Уточнение эффективности этих органов производится при проведении нейтронно-физических измерений активной зоны не менее 1 раза в год.

2-й вопрос: Органы управления реактором.

Выбор эксплуатационных характеристик органов управления осуществляется исходя из их функционального назначения с учетом необходимости безусловного обеспечения ядерной безопасности в любой период использования реактора. Все потенциально опасные в смысле достижения мгновенной критичности режимы можно разделить на две группы:

1. режимы, приводящие к быстрому высвобождению относительно малых реактивностей - режимы подключения неработающих петель первого контура и увеличения циркуляции теплоносителя, а также режимы, сопровождающиеся резким снижением давления пара в парогенераторах.

Во всех названных случаях реактивность высвобождается за счет снижения средней температуры теплоносителя 1-й очереди:

• при подключении неработающей петли происходит заброс в активную зону относительно холодного теплоносителя из застойных мест первого очереди;

• в случае увеличения циркуляции 1-й очереди (перевод ЦНПК с МО на БО, переход с ЕЦ на ПЦ) сразу снижается температура теплоносителя на выходе из реактора, а температура на входе некоторое время остается постоянной;

• при резком снижении давления пара происходит вскипание воды второго контура в бывшей до этого экономайзерной зоне парогенератора, вследствие чего там резко увеличивается коэффициент теплопередачи, что влечет за собой снижение температуры теплоносителя на входе в реактор.

2. режимы, вызывающие медленное высвобождение значительных реактивностей - режимы расхолаживания и разотравления реактора после его аварийной остановки.

Для обеспечения ядерной безопасности во всех возможных аварийных режимах на основании динамических исследований каждой разрабатываемой ППУ проектировщикам предъявляются требования по обеспечению необходимой эффективности органов управления, а также по использованию приводов СУЗ реактора с необходимыми динамическими характеристиками. В качестве руководства используют действующие Правила ядерной безопасности (ПБЯ).

Сформулируем в общем виде ряд основных требовании, которым должны удовлетворять органы компенсации реактивности и аварийной защиты для обеспечения ядерной безопасности реактора.

Органами управления реактором являются компенсирующие группы.

В составе системы управления реактором имеется несколько компенсирующих групп. В общем случае КГ разделяются по геометрическому положению в активной зоне на центральную (ЦКГ) и периферийные (ПКГ).

Компенсирующие группы совместно с выгорающим поглотителем компенсируют полный запас реактивности ρ_зап. Та часть полного запаса реактивности, которая может быть высвобождена при подъеме компенсирующих групп от пускового положении до верхних концевых выключателей, называется обычно оперативным запасом реактивности и обозначается ρ_оп. С учетом этого можно записать:

ρ_зап = ρ_оп + ρ_ВП (2.2.)

При опускании компенсирующих групп от пускового положения до нижних концевых выключателей создается запас подкритичности реактора ρ_подкр. Запас подкритичности совместно с оперативным запасом реактивности определяет физический вес компенсирующих групп:

ρ_КГ = ρ_оп + ρ_подкр (2.3)

Очевидно, оперативный запас реактивности должен быть достаточным для компенсации всех эффектов, приводящих к уменьшению запаса реактивности, а запас подкритичности должен компенсировать все положительные эффекты, вызывающие уменьшение критического положения КГ.

К числу эффектов, приводящих к уменьшению запаса реактивности, относятся:

• стационарное отравление реактора — ;

• йодная яма — ρ_й.я;

• отрицательный температурный эффект — ρ_т

Кроме того, после компенсации всех перечисленных эффектов должна остаться некоторая часть оперативного запаса реактивности для маневрирования мощностью. Обозначим его ρ_м и назовем запасом на маневрирование. Стационарное шлакование самарием и прометиевый провал не учитываются, поскольку первый из этих эффектов компенсируется выгорающим поглотителем, а второй — разотравлением реактора после его остановки (нестационарное шлакование за время достижения максимума йодной ямы пренебрежимо мало). Запас на маневрирование может не учитывается, если управление мощностью реактора основано на принципе саморегулирования.

Таким образом, исходя из необходимости компенсировать максимальные потери реактивности на стационарное и нестационарное отравление, оперативный запас реактивности можно определить в результате суммирования:

ρ_оп = ρ^ст_Хе(W^ном _р) + ρ_й.я (W^ном _р) + ρ_т + ρ_м (2.4)

Для определения величины ρ_подкр перечислим эффекты, приводящие к опусканию критического положения КГ. Ими являются:

• борный выбег реактивности ρ_бв;

• температурным выбег реактивности ρ_т*

Кроме того, должен бы и, предусмотрен резерв на гарантированную подкритичность в любой момент кампании и неточность расчетов ρ_р= 0,7 – 1,4 %.

В результате необходимое значение запаса подкритичности может быть определено как сумма:

ρ_подкр= ρ_бв + ρ_т* + ρ_р (2.5)

Тогда, подставив (2.4) и (2.5) в выражение (2.3) физический вес компенсирующих групп можно определить как:

ρ_КГ =ρ^ст_Хе(W^ном _р) + ρ_й.я (W^ном _р) + ρ_т + ρ_м + ρ_бв + ρ_т* + ρ_р (2.6)

Кроме того, для обеспечения требований по ядерной безопасности и надежности для случая неисправности одной КГ (заклинка в верхнем положении), рассчитанная по формуле (2.6) - величина физического веса для групп КГ за вычетом одной (наиболее эффективной). Таким образом, с учетом требований по надежности общий физический вес компенсирующих групп может быть рассчитан по формуле:

, где n – число групп КГ

Найденная описанным способом эффективность компенсирующих групп обычно во много раз превышаем значение β_эф, (до 35β_эф) определяющее реактивность, при высвобождении которой достигается мгновенная критичность. Поэтому для обеспечения ядерной безопасности принимаются различные меры предосторожности.

Одной из таких мер является шаговый подъем компенсирующих групп с высвобождением реактивности за один шаг, не превышающим 0,3β_эф (0,0021) (перемещение компенсирующих решеток вниз осуществляется непрерывно).

Другой применяемой мерой является регламентация скоростей изменения реактивности при подъеме и опускании КГ. Не ограничивается только максимальная скорость введения отрицательной реактивности при опускании КГ.

В остальном существуют следующие требования:

• максимальная скорость высвобождения реактивности при подъеме КГ не должна превышать 0,02 – 0,04 %/ сек;

• минимальная скорость высвобождения реактивности при подъеме КГ не должна быть меньше скорости уменьшения реактивности в начале йодной ямы, получаемой при переходе с номинального уровня мощности на мощность 10% W^ном _р;

• минимальная скорость введения отрицательной реактивности при опускании КГ не должна быть меньше скорости высвобождения реактивности в результате разотравления топлива при пуске реактора на номинальную мощность в момент максимума йодной ямы, глубина которой максимальна.

Каждая компенсирующая группа состоит из нескольких (до 25) поглощающих стержней КГ, имеющих общий электромеханический привод. Компенсирующие группы выполняют следующие функции:

• центральная компенсирующая группа предназначена для компенсации запаса реактивности для выхода из «йодной ямы»;

• периферийные компенсирующие группы предназначены для выхода на минимально контролируемый уровень мощности, компенсации температурного эффекта реактивности и изменения реактивности в течение кампании, а также обеспечивают необходимый запас подкритичности как при нормальной работе, так и в случаях выхода из строя одной КГ.

Стержни аварийной защиты предназначены для быстрого прекращения цепной ядерной реакции при опасных отклонениях параметров реактора и ядерной энергетической установки от заданных значений. В работающем реакторе стержни A3 всегда находятся в крайнем верхнем положении, т.е. они извлечены из активной зоны, и только при поступлении аварийного сигнала из системы A3 стержни быстро опускаются в активную зону реактора. Аварийная защита реактора включает в себя три стержня A3, перемещаемые индивидуальными приводами. Время срабатывания исполнительных механизмов с момента поступления аварийного сигнала до момента сбрасывания не более 0,4 сек (0,65 сек с учетом запаздывания в цепях автоматики).

Эффективность рабочих органов управления и их число выбираются из следующих соображений:

- в системе A3 необходимо иметь не менее двух групп стержней с автономными исполнительными механизмами;

- органы компенсации реактивности и аварийной защиты за вычетом одной (любой) из автономных групп должны перекрывать весь диапазон изменения реактивности от исходной точки до точки, где реализуется максимальная реактивность в любой момент времени. Применительно к аварийной защите это значит, что эффективность A3 должна быть такова,- чтобы при «зависании» одного из стержня A3 в любых ситуациях обеспечивалась бы аварийная остановка реактора.

«Физический вес» всех стержней АЗ должен быть больше доли запаздывающих нейтронов. Это позволит скомпенсировать в аварийном случае увеличение реактивности реактора, превышающее β_эф.

При срабатывании аварийной зашиты мощность реактора резко снижается и средняя температура теплоносителя быстро понижается до температуры входа теплоносителя в реактор. Уменьшение температуры приводит к высвобождению реактивности около 1,2 %. В связи с этим и эффективность трех стержней A3 должна быть (в соответствии с техническими условиями) не менее 1,2 %.

В процессе кампании физический вес стержней A3 меняется.

В реакторе наблюдается положительная интерференция стержней A3: «физический вес» 3-х групп A3, полученный при одновременном их взвешивании, больше, чем сумма «весов» стержней измеренных по отдельности. При работе реактора с приподнятой ЦКГ эффективность A3 возрастает.

Следует отметить, что при срабатывании аварийной защиты и расхолаживании реактора вся высвобождавшаяся реактивность (2,0 - 4,0%) за счет температурного эффекта не может быть скомпенсирована только стержнями A3. В активную зону должны опускаться ПКГ и ЦКГ, которые скомпенсируют высвобождающуюся реактивность в процессе расхолаживания реактора.

Таким образом, после срабатывания аварийной защиты первоначальное высвобождение реактивности за счет быстрого падения температуры компенсируется стержнями A3. В дальнейшем высвобождение реактивности при расхолаживании реактора гасится компенсирующими группами. Так достигается реализация требований по выбору эффективности стержней A3 и обеспечению ядерной безопасности.

Заключение по занятию:

Термин эффективность (интегральная эффективность или физический вес) органа регулирования употребляется для определения реактивности, сообщаемой реактору при перемещении данного органа регулирования от нижних до верхних концевых выключателей или наоборот. Концевые выключатели сервопривода стержня ограничивают его полное перемещение в активной зоне.

В качестве органов управления реактором используются компенсирующие решетки, стержни АР, стержни АЗ.

«06» июня 2011 года	Преподаватель цикла УВЦ
	капитан 3 ранга С. Бармин

Утверждён на заседании ПМК № _____

протокол №___от______________20___г.

Текст группового занятия № 1.2.2.11.

Тема: Расчет критического положения КР.

1 вопрос: Характеристика методики расчета критического

положения.

Активная зона реактора является зоной протекания и управления цепной ядерной реакции. Конструкция активной зоны как раз и определяется тем, чтобы в ней цепная ядерная реакция происходить могла и при этом являлась управляемой. Важнейшими характеристиками активной зоны являются коэффициент размножения нейтронов и реактивность (запас реактивности). Зная, как реактивность зависит от положения органов регулирования ядерной реакцией, можно определить их критическое положение.

Условия протекания и управления цепной ядерной реакцией зависят от огромного множества других параметров, определяются предварительными расчётами, пробами на опытных образцах и во время загрузки активной зоны топливом. При этом условия протекания и управления ЦЯРД изменяются во времени под воздействием физических процессов, протекающих в активной зоне.

В реальной обстановке многие параметры, определяющие свойства активной зоны, оператору неизвестны, да и вести по ним расчёт критического положения органов регулирования ЦЯРД на практике невозможно.

Поэтому используется способ расчёта критического положения по отклонению его от предыдущего критического положения, проверенного на практике. Первое значение критического положения определяется при загрузке активной зоны и физическом пуске реактора. При каждом последующем пуске рассчитывается и уточняется новое критическое положение, учитывающее отклонение теперешнего критического положения от предыдущего, произошедшее за счёт влияния физических процессов, протекавших в реакторе.

Такой способ расчёта критического положения органов регулирования можно проиллюстрировать формулой:

, где

•  — рассчитываемое критическое положение органов регулирования;

•  — критическое положение органов регулирования в предыдущем пуске;

•  — изменение критического положения органов регулирования за счёт влияния физических процессов, протекавших в активной зоне между предыдущим и настоящим пуском.

Поскольку положение органов регулирования реактора взаимосвязано с реактивностью реактора, эту формулу можно представить в следующем виде:

, где

•  — запас реактивности, компенсируемый органами регулирования, соответствующий ;

•  — изменение запаса реактивности реактора с момента предыдущего пуска до настоящего момента, обусловленное физическими процессами в реакторе.

Изменение запаса реактивности реактора с момента предыдущего пуска можно представить в виде суммы изменений реактивности реактора, обусловленных разными физическими процессами, протекающими в реакторе:

, где

•  — изменение запаса реактивности в зависимости от энерговыработки (кампании);

•  — изменение запаса реактивности, обусловленное стационарным и нестационарным отравлением Sm;

•  — изменение запаса реактивности, обусловленное отравлением Xe;

•  — изменение запаса реактивности, обусловленное температурным эффектом;

•  — изменение запаса реактивности, обусловленное изменением в положении стержней АР.

Методика расчёта изменения запаса реактивности вследствие отравления Xe и Sm, а также изменения запаса реактивности в зависимости от энерговыработки учитывает ценность запаздывающих нейтронов γ = 1.1 (то есть , , уже умножены на γ).

Методика расчёта изменения запаса реактивности вследствие температурного эффекта и изменения положения стержней АР не учитывает ценности запаздывающих нейтронов γ (то есть и на γ не умножены).

Поэтому, чтобы получить суммарное изменение запаса реактивности без учёта ценности запаздывающих нейтронов, значения, и следует разделить на γ = 1.1, или домножить на (1/γ) = 0.9. Тогда предыдущая формула приобретает вид:

Особое внимание следует обратить на знаки , , , и . Во всех случаях правильный знак изменения запаса реактивности получается, когда из текущего значения запаса реактивности вычитается значение запаса реактивности в предыдущем пуске.

Ошибка в знаке или его слагаемых приводит к следующим последствиям:

• если вместо + взят - : расчётное критическое положение оказывается выше фактического, поэтому при пуске реактора существует опасность неконтролируемого выхода на мощность;

• если вместо - взят + : расчётное критическое положение оказывается ниже фактического, поэтому при пуске реактора критического положения достичь не удастся, что повлечёт за собой необходимость повторного пуска после проверки расчёта и аппаратуры.

Также надо обратить внимание на единицы измерения слагаемых. Величины , , и рассчитываются по графикам и формулам в процентах. Величина , рассчитываемая по формуле , в зависимости от значений B и D, может быть получена как в процентах, так и в абсолютных единицах (и тогда должна быть переведена в проценты). Если значения B и D во всей таблице не превышают 1.0, то ρ_Xe рассчитывается а абсолютных единицах и должно быть пересчитано в проценты. Если значения B и D в таблице превышают 1.0, то ρ_Xe рассчитывается в процентах.

Суммарное изменение запаса реактивности должно быть рассчитано в процентах.

2 вопрос: Методика расчета критического положения и предельной высоты подъёма ПКР.