Другие предметы \ Введение в химическую технологию материалов современной энергетики

Процессы, приводящие к изменению реактивности активной зоны, страница 3

Режим запирания иллюстрирует рис. 9.5., на котором представлены результаты расчетов процессов ксенонового и самариевого отравления реактора после останова реактора, работавшего с топливом, обогащенным до 5%, при температуре 673 К [53]. При расчетах принято, что перед остановом реактор в течение 11 сут работал с постоянной мощностью, при которой плотность потока нейтронов составляла I015 нейтронов/(см2. с), а оперативный запас реактивности r3о составлял 2%, что соответствует концу рабочей кампании. После заглушения реактора начинаются процессы нестационарного ксенонового и самариевого отравления, характеризуемые линиями rХе(t) и rSm(t). Изменение оперативного запаса реактивности в каждый момент времени переходного процесса находится алгебраическим суммированием начального запаса r3о с отклонениями реактивности ΔρХе и ΔrSm от ее исходных стационарных значений. В результате ксенонового отравления реактор попадает в глубокую йодную яму, вследствие чего после выключения реактора быстро наступает период вынужденной стоянки. Только через 4 сут после останова реактора суммарная потеря реактивности ΔρХе + ΔrSm  становится по абсолютному значению меньше начального запаса реактивности r3о, что делает возможным пуск реактора. С этого момента пусковые характеристики реактора определяются не ксеноновым процессом, который затухает, а прометиевым провалом. Через 8 сут потеря реактивности из-за нестационарного самариевого отравления начинает превышать начальный оперативный запас реактивности. Если реактор простоял до этого момента (время t3), то его новый пуск становится невозможным. Так как в дальнейшем подкритичность лишь возрастает, то новый пуск реактора возможен только после замены топлива.

Запирание реактора может происходить при обычных для реакторов с водным теплоносителем температурах топлива в случае их работы с плотностями потока нейтронов, большими 9 · 1014 число нейтронов/(см2 · с). В энергетических реакторах средняя плотность потока нейтронов обычно не превышает 2 · 1014 число нейтронов/(см2 · с). Поэтому реальная угроза запирания таких реакторов практически отсутствует. С ней надо считаться в высоконапряженных реакторах с урановым топливом.

Подпись: Рис. 9.3. Зависимость реактивности r, вносимой 135Xe (а) и самарием (б), от времени после остановки реактора при различных плотностях потока нейтронов до остановки реактора.Подпись: Рис. Зависимость реактивности r, вносимой 149Sm, от времени после остановки реактора при различных плотностях потока нейтронов перед остановкой реактораПодпись: Рис. 9.1. Изменение концентрации ксенона со временем при изменении мощности с N1 до N2Подпись: Рис. 9.4. процесс нестационарного отравления самарием после останова реактораПодпись: Рис. 9.5. Изменение оперативного запаса реактивности ρз после останова реактора под влиянием ксенонового и самариевого отравления

          sа=2,75.106 б

 


                             

                     =0,003

                             (n,f)                                        -b                                             

                           sа=5,92.104 б 

135Xe

Стационарное отравление реактора

dI/dt = YI ×åf Ф-lI×I ;  равновесная концентрация Io = YI ×åf Ф/lI : с увеличением Ф увеличивается Io

dX/dt = YX ×åf Ф + lI×I - lX×X - sX×X×Ф; равновесная концентрация :                                                          с увеличением Ф сначала растет , но при Ф≈1013  c-1×cm-2 выходит на насыщение.                                                                                                                                                                                                                          

ПослеостановкиреактораdI/dt = -lI×I; I(t)=Io exp(-lI×t); dX/dt = lI×I - lX×X.       Учитывая равновесную концентрацию I в момент времени t=0 после остановки реактора, получим


Прометиевый провал

dP/dt = YP ×åf Ф-lP×P ; dS/dt = lP×P - sS×S×Ф

Стационарное отравление реактора (примерно через 10 сут. после начала работы на постоянной мощности)

Po = YP ×åf Ф/lP  ; So = YP ×åf /sS

Послеостановкиреактора

P(t) = Po exp(-lP×t) ; S(t) = So + Po [1 - exp(-lP×t)]

Подпись: r -0.1 5×1013 1014 -0.2 2×1014 -0.3 Зависимость реактивности, вносимой 135Хе, от времени после -0.4 остановки реактора при различных Ф = 4×1014 с-1см-2 плотностях потока нейтронов до остановки реактора 0 10 20 30 40 50 t, ч


[1]             После Чернобыльской катастрофы в реакторах РБМК значительно увеличен коэффициент обогащения топлива, а поскольку КВ зависит от концентрации ядер 238U (см. ур-е 10.1), это привело к снижению КВРБМК до уровня  КВВВЭР.

Скачать файл