Читайте также:
|
Если для безопасности перегрузки топлива на АЭС вместо приведенных параметров нейтронной кинетики ЯР подставить в уравнения (7) и (8) их значения, выраженные в долях bЭФФ , то мы получим уравнения (9) и (10), где под относительными параметрами понимают величины:
1. Относительное значение реактивности r= dК / bЭФФ ;
2. Относительный вклад каждой группы запаздывающих нейтронов относительно их суммарного значения,равный аi =bi /bЭФФ ;
3. Относительное время жизни мгновенных нейтронов, равное
t0 = ТМГН/ bЭФФ .
Поскольку поток нейтронов n = к1 х Р, т.е. пропорционален нейтронной (физической) мощности, то мы запишем уравнения кинетики в терминах нейтронной мощности Р.
В этом случае теоретические значения уравнений кинетики ЯР, приведенные в уравнениях (7) и (8) примут вид:
dР / dt = r х Р / t0 - 
dСi /dt +S (9)
dCi / dt = аi х Р /t0 -li х С (10)
Для использования этих уравнений на практике существуют четыре причины:
1. Кинетика ЯР и все параметры, от которых она зависит, определяются в долях b, а не dК;
2. Степень опасности управления ЯР определяется величиной
r = dК /bЭФФ , а не абсолютным значением реактивности dК;
3. Все международные нормативы ядерной безопасности выражаются только в долях bЭФФ ;
4. Приборы РЕАКТИМЕТРЫ, вычисляющие реактивность, по этим же причинам градуируются только в bЭФФ.
Эти уравнения являются математической моделью КИНЕТИКИ ЯР на малых уровнях мощности в режиме пуска ЯР из подкритичского состояния и они используются в вычислителях реактивности (Реактиметрах) в различных модификациях (9).
Однако, важно заметить, что эти приборы не пригодны в системах управления перегрузкой.
Это происходит потому, что в режиме перегрузка реактор большую часть времени находится в стационарном состоянии, когда все производные в уравнениях (9) и (10) равны нулю, то эти уравнения превращаются в очень простое соотношение (11):
/ - r / = РS / Р (11)
где: Р – нейтронная (физическая) мощность ЯР,
РS – мощность запального источника нейтронов и
r - отрицательная реактивность ЯР выраженная в долях bЭФФ.
Эта формула показывает очень простую связь между реактивностью подкритического ЯР и мощностью источника в Ваттах, если точно известно значение измеряемой нейтронной мощности ЯР.
Этой формулой удобно пользоваться при анализе процесса перегрузки ЯР в подкритическом состоянии, однако главная трудность заключается в том, что имеется одно уравнение с двумя неизвестными, из которого нужно вычислить с большой точностью значение r при неизвестном и изменяющемся во времени значении мощности источника РS !
Для этой цели можно воспользуюсь новым методом, предложенным в книге (8), где предлагается исключить влияние источника на измеряемую реактивность и повысить точность её вычисления, что очень важно для повышения безопасности перегрузки.
Характеристики запального источника нейтронов.
Нейтронная мощность и пропорциональный ему поток нейтронов в подкритическом ЯР описывается уравнениями нейтронной кинетики с учётом мощности запального источника нейтронов S:
dР/dt = Рхρ/ τмгн - dС /dt + S (5 - 1)
dС/dt = Рх а / τмгн - ^ хС (5 - 2)
В установившемся режиме (в подкритическом ЯР реактивность отрицательна) примерно через 30 сек после изменения реактивности производные равны нулю и из уравнения (5- 1) получим:
Р = S х τ / ρ = Рs / ρ (5-3)
Из этого уравнения видно, что измеряемая мощность Р прямо пропорциональна мощности источника РS и обратно пропорциональна реактивности r в долях b.
Существуют три разновидности пусковых источников с мощностями РS равными:
1. Спонтанного деления урана 238 = 10-5 Вт,
2. Искусственные источники мощностью порядка 10-3 Вт и
3. Фотонейтронные источники остановленных ЯР (1-10 Вт).
Искусственные источники используются при первичной загрузке топлива и они специально вводятся в центр активной зоны на период загрузки а вокруг них размещаются 6 борных детекторов высокой чувствительности.
Фотонейтронные источники используются для перегрузки топлива и пуска реакторов после перегрузки. Особенность фотонейтронных источников связана с тем, что они возникают в ЯР типа ВВЭР при реакции гамма квантов с ядрами дейтерия, которые содержатся в воде теплоносителя. Однако из-за распада гамма квантов мощность этих источников меняется в процессе перегрузки и их интенсивность точно трудно определить.
Поэтому, при вычислении согласно уравнению (5-3) степени подкритичности ρ по измеряемой нейтронной мощности Р, мы имеем одно уравнение с двумя неизвестными.
Контроль за потоком нейтронов при этом обязательно осуществляется камерами деления КНК-15, размещаемых в сухих каналах биологической защиты.
1.5 Радиационная опасность при перегрузке топлива.
В активной зоне ЯР типа ВВЭР-1000 содержится 40 тонн отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Активность 1 тонны ОЯТ составляет около 106 Кюри, а 40 тонн - соответственно 4х107 Кюри.
При снятии крышки с ЯР начинается интенсивное гамма излучение, такое, что на расстоянии 1м от активной зоны человек получает смертельную дозу за несколько секунд.
Поэтому все операции должны производиться оператором перегрузочной машины дистанционно под надёжной биологической защитой и желательно
Система безопасной перегрузки топлива ЯР типа ВВЭР-1000
Системный подход к изучению любой системы требует соблюдения такой последовательности:
1. Определение целей системы и её показателей качества с точки зрения целей энергоблока.
2. Формулировка методов достижения поставленных целей (принципы достижения)
3. Выбор структуры системы и её элементов для осуществления выбранных принципов,
4. Создание технических средств элементов и структуры,
5. Оценка качества работы системы с точки зрения готовности выполнения ею своих функций (надёжность и помехоустойчивость).
С этой точки зрения – Что должен знать персонал для предупреждения ошибок в этом режиме?
1 .Целью перегрузки является восстановление запаса реактивности ЯР за год расхода его на различные отрицательные эффекты реактивности. Конечной целью перегрузки должно быть значение К= 1,24 – 1,28, которое значительно превышает значение мгновенной критичности, равное К=1,007.
2. Ядерная опасность этой операции связана с:
1) отсутствием автоматической защиты при снятии крышки ЯР с приводами стержней управления,
2) необходимостью создания большой надкритичности (К= 1,24) и
3) выполнение всех операций вручную оператором перегрузочной машины, который часто не знает степени опасности выполняемой операции.
3. Основные показатели качества работы операции перегрузка связаны с двумя главными показателями качества работы энергоблока:
А) радиологической безопасностью и
Б) сокращением срока выполнения операции, от которого зависит экономичность эксплуатации (1 день простоя стоит около 20 млн.руб),
4. Методами достижения безопасности и экономичности являются:
А) Понимание персоналом степени физической опасности перегрузки топлива,
Б) Понимание персоналом взаимодействия элементов в спроектированной системе,
В) Понимание персоналом трудностей контроля потока нейтронов и реактивности во время выполнения операции.
Г) Понимание необходимости тренажа перед выполнением операции.
Системный подход к операции перегрузка топлива.
План ответа к билету:
1.Какова последовательность изучения при системном подходе?
2.Запас и расход реактивности для работы в течение года работы ЯР,
3.Причины ядерной опасности при операции перегрузка.
4.Значения эффектов реактивности при работе ЯР и поглотителей
нейтронов для обеспечения безопасности операции,
Дата добавления: 2015-11-26; просмотров: 69 | Нарушение авторских прав