Изменения реактивности, связанные с выгоранием топлива и нестационарными эффектами отравления, страница 3

                      ∂ρ(t) / ∂t = –  А – В ехр (–  λNp t),                                     (12.21)

где А – потеря реактивности вследствие выгорания топлива в стационарном режиме (для быстрого реактора 2,3*10 – 9  ∆k/kэф в 1 с); В – увеличение реактивности в результате образования 239Рu из ядер 238U (для быстрого реактора 3*10 – 9 ∆k/kэф в 1 с).

Таким образом, наблюдаемое значение ∂ρ / ∂t при малых λNp t (т.е. сразу же после вывода реактора на мощность) будет вдвое превышать величину ∂ρ/∂t, измеренную после работы реактора в течение 10 сут и более.

Следует отметить, что приведенные выше формулы для оценки нестационарного отравления записаны для «точечной» модели реактора, т.е. в предположении, что поток нейтронов в реакторе всюду одинаков. Задача существенно усложняется, если принять во внимание реальное пространственное распределение потоков нейтронов и концентраций делящихся материалов. Поэтому эффекты реактивности, связанные с нестационарным отравлением реактора, определяют экспериментально.

Рис.12.5. Поведение во времени реактивности реактора ВВЭР при измерении нестационарного отравления. В момент времени t = 0 реактор был переведен на «нулевой» уровень мощности.

Эффекты реактивности, связанные с нестационарными процессами, лучше всего измерять при быстром сбросе мощности реактора. После стабилизации основных технологических параметров можно измерять ρ(t) на минимально контролируемом уровне мощности. Реактивность, как уже было показано ранее, можно изменяться в весьма широких пределах, и поэтому для надежного ее измерения вариации реактивности необходимо компенсировать и поддерживать реактор вблизи критического состояния. Это достигается ступенчатым перемещением регулирующих стержней за сравнительно короткое время (минуты). Во время перемещения стержней с помощью реактиметра, работающего в реальном режиме времени, может быть определена и введенная в реактор реактивность. Для измерения глубины иодной ямы достаточно измерений в течение 12 – 15 ч, а для уточнения всех параметров переходных процессов целесообразно изучать ρ(t) в течении 40 – 50 ч. На рис. 12.5 приведена зависимость ρ(t), измеренная на реакторе ВВЭР-440 [2].

Как следует из приведенных выше описаний процессов, происходящих в реакторе, потерю реактивности, связанную с выгоранием топлива, удобно измерять, когда реактор длительное время находится в работе на стационарном уровне мощности. Тогда отпадает необходимость во введении поправок на нестационарные процессы. Потеря реактивности для энергетических реакторов составляет 0,03 – 0,06 βэф/сут. Потерю реактивности из-за выгорания топлива в этом случае можно измерить весьма точно, используя разность положений отградуированного стержня АР за выбранный временной интервал. В этом интервале необходимо периодически записывать уровень мощности, температуры, расход теплоносителя, чтобы можно было ввести в случае необходимости соответствующие поправки. Достаточно контролировать относительную мощность с погрешностью 1% и температуру с  погрешностью ± 2 0С, чтобы определить за 5 сут ∂ρ/∂t с относительной погрешностью не хуже 10%. Более длительные наблюдения за реактором позволяют определить ∂ρ/∂t с относительной погрешностью 5%. Однако, если для реакторов на быстрых нейтронах можно допустить изменения мощности на 5% и затем внести соответствующую поправку на мощностной и температурный эффекты реактивности, то в реакторах на тепловых нейтронах даже при таких незначительных изменениях мощности необходимо детально учитывать нестационарные эффекты отравления.

Можно указать другой способ определения эффекта реактивности из-за выгорания топлива. Для этого можно сравнить запасы реактивности реактора, находящегося на минимально контролируемом уровне, до и после работы на мощности  в  течение какого-то времени. Этот способ всегда имеет смысл использовать при остановках реактора для перегрузки топлива. При этом следует иметь в виду, что здесь может быть заметная погрешность из-за неопределенностей в градуировочных характеристиках системы стержней компенсации. Но при этом для эксплуатации реактора получают очень важную информацию – соответствует ли эффективность компенсирующих стержней выгоранию топлива за кампанию.



* В принципе могут быть созданы реакторы на быстрых нейтронах, которые будут в процессе работы увеличивать свою реактивность. Такие реакторы можно будет загружать либо естественным, либо слабо обогащенным ураном.

* Если при сбросе мощности потоки нейтронов изменились от Ф0 до Ф1 (при Ф1 ≲ Ф0), то условия существования иодной ямы следует записать в виде λI nI > λХе nХе + σаХе Ф1 – а nƒ σƒ Ф1.