При утечке теплоносителя из циркуляционного контура пары воды оказываются локализованными в сухом колодце, откуда они направляются в систему подавления избыточного давления и конденсируются в бассейне. Все реакторное оборудование вместе с системой подавления избыточного давления, включая сухой колодец, окружено стальной защитной оболочкой. Конструкция защитной оболочки рассчитана на температуру и давление, которые могут быть при аварии с потерей теплоносителя, и удержание продуктов деления, которые в принципе могут выделиться из реактора при развитии аварии.
5,41 Изменение нуклидного состава топлива.
Состав ядерного топлива в процессе ядерной реакции изменяется в результате следующих реакций:
1.
2а. 
2б. 
3.
4.
5.
Получим уравнение, описывающее изменение во времени ядерных плотностей U и Pu , при следующих допущениях:
1. не будем учитывать ядра 
и 
в виду
малости времен их жизни;
2. считаем, что 
и 
- шлаки
из-за малости сечения поглащения нейтронов;
3. пренебрегаем спонтанным делением всех изотопов U и Pu в виду больших времен полураспадов;
4. предполагаем, что обогащение по мало и как следствие принебрегаем ядерной плотностью.
Обозначение:
Ф - плотность потока тепловых нейтронов,
сечение
поглощения и захвата,
С - количество тепловых
нейтронов, возникающих в процессе деления 
общее
количество быстрых нейтронов в расчете на один поглощенный тепловой нейтрон (
коэффициент, учитывающий деление 
быстрыми нейтронами),
общее
число нейтронов, поглощенных в резонансной области (
вероятность
поглощения в резонансной области)
-
число рожденных нейтронов на один захваченный тепловой соответственно.
Активная зона реактора ВВЭР набирается из шестигранных или квадратных (в плане) кассет, устанавливаемых практически вплотную друг к другу в корзине активной зоны. В кассетах соответственно по треугольному или квадратному шагу устанавливают гладкие цилиндрические твэлы. В качестве ядерного горючего используют прессованные или спеченные таблетки из двуокиси урана. Для загрузки в реактор твэлы собирают в ТВС. Одна или две трубки, в которых должны быть расположены твэлы, остаются пустыми. Внутри этих пустых трубок размещают измерители температуры воды (термопары) и детекторы энерговыделения
Первая топливная загрузка PWR содержит твэлы с ураном трех обогащений (1,9, 2,5 и 3,2%). Твэлы с более высоким обогащением урана размещаются на периферии активной зоны, с меньшим обогащением — во внутренних областях. Такое размещение топлива обеспечивает выравнивание распределения мощности по радиусу реактора. Подобный результат может быть получен при осуществлении перегрузок топлива с различным выгоранием урана в разных областях активной зоны. Средняя энергонапряженность активной зоны составляет около 95 кВт/л, а средняя удельная мощность урана — 36 кВт/л.
Топливной композицией твэлов PWR является диоксид урана UO2
Физической особенностью этих реакторов, отличающей их от графитовых или тяжеловодных (но не от водяных кипящих или быстрых), является тесная решетка твэлов. Типичное значение отношения объемов воды и топлива равно примерно двум, что в сочетании с хорошими теплофизическими свойствами воды обеспечивает компактность активной зоны, высокие (до 100 МВт/м3 и больше) значения объемного энерговыделения и возможность использовать изготовленный в заводских условиях корпус, рассчитанный на давление 15—20 МПа.
Использование
в ВВЭР тесной решетки является неизбежным следствием нейтронно-физических
свойств воды. Сечение поглощения тепловых нейтронов водородом велико по
сравнению с сечениями поглощения углеродом, бериллием или дейтерием. Чтобы
отношение 
, определяющее долю поглощения
тепловых нейтронов в замедлителе, было равно примерно 0,1, необходимо иметь
отношение объемов воды и топлива 
(обогащение урана ~3 %).
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.