В водо-водяных корпусных реакторах запас реактивности осуществляется с помощью подвижных компенсаторов реактивности, называемых стержнями АРК, и изменениями концентрации борной кислоты в теплоносителе. Стержни АРК представляют собой трубы из бористой стали, внутри которых проходит теплоноситель. Такие стержни называют ловушками нейтронов. В реакторе ВВЭР – 440 размещено 37 стержней АРК, а запас реактивности составляет 15 – 20% в зависимости от конкретной конструкции реактора и позволяет производить только одну остановку реактора в год для частичной перегрузки топлива.
Эффективность системы компенсирующих стержней определяют в специальных опытах на критических сборках (моделях реакторов), при физическом пуске реакторов и в процессе их эксплуатации. Это связано с тем, что точность расчетного предсказания эффективности недостаточна и требует корректировок на основе опытных данных. Кроме того, в отличие от реакторов на быстрых нейтронах эффективность компенсирующей системы критической сборки более существенно зависит от температуры, от состояния активной зоны (начальное, средне стационарное и т.д.), а также от того, какие ТВС (свежие, выгоревшие) находятся рядом со стержнями АРК, и глубины выгорания самих поглощающих элементов.
Обычно при изучении эффективности компенсирующей системы, как на критических сборках, так и в реакторах используют метод надкритической достройки, в основе которого лежит описание реактора в одно-групповом диффузионном приближении. Суть этого метода поясним на следующем примере, следуя работе [2]. Пусть в однородном цилиндрическом критическом реакторе уровень замедлителя находится при hкр1. Ставится задача определить надкритичноть (или подкритичноть) этого реактора при других уровнях замедлителя. Особый интерес представляет случай, когда h>hкр1, поскольку, если при новом значении kэф ρ > βэф, этот опыт не может быть осуществлен непосредственно. Другими словами, ставится задача определить запас реактивности в реакторе, если уровень замедлителя поднят на некоторую высоту при сохранении радиальных размеров.
В одно-групповом диффузионном приближении
kэф = k∞/(1 + В2М2), (10.11)
где В2 – материальный параметр; М2 – площадь миграции; k∞ - эффективный коэффициент размножения для реактора бесконечных размеров с данной композицией.
Запас реактивности (или реактивность) реактора, в котором уровень замедлителя выше критического при данном радиусе, составит
ρ = (kэф – 1)/ kэф =1 – (1 + В2М2)/ k∞. (10.12)
Найдем связь между приращениями ρ и уровня замедлителя, т.е. дρ/дh. Из (10.12) получаем, что дρ/дВ2 = - М2/ k∞, а вблизи критического состояния
(10.13)
Для цилиндрического реактора в критическом состоянии геометрический параметр В20 (В2 = В20 в критическом состоянии), как известно, можно записать в виде
(10.14)
где hкр,rкр – высота и радиус активной зоны критического реактора; дh и дr – экстраполированные добавки отражателя по высоте и радиусу активной зоны.
Предполагая, что переменные r и h разделяются, из (10.14) находим
(10.15)
Предположение о разделении переменных, вообще говоря, нельзя доказать строго. Однако как показали многочисленные данные, это предложение реализуется с хорошей точностью.
Комбинируя (10.13) и (10.15), получаем
(10.16)
Можно найти запас реактивности реактора, если уровень замедлителя поднят от hкр1 до h2, интегрируя (10.16):
(10.17)
или
(10.18)
при условии, что дh ≠ f (hкр).
Таким образом, интегрирование дρ/дh (hкр) в пределах от hкр1 до hкр2 позволяет получить запас реактивности в критическом реакторе с заданным rкр и hкр1, если уровень замедлителя поднять до h2, который может быть интерпретирован как изменение В20, обусловленное вариацией высоты активной зоны при постоянном ее диаметре.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.