Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Органы управления и защиты водо-водяного реактора - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

Устройство органов управления и защиты. При рассмотрении конструкционной схемы водо-водяного реактора было сказано, что в общем случае в качестве исполнительных органов системы управления и защиты реактора используются стержни АР, АЗ и компенсирующие стержни (функции которых могут выполнять также пластинчатые компенсирующие решетки).

* В частном случае функции регулирования и компенсации могут выполняться одними и теми же органами. Существует также принципиальная возможность использования этих же органов и для обеспечения аварийной защиты реактора.

Принципиальное устройство компенсирующей решетки было рассмотрено выше. К изложенному следует добавить, что с целью уменьшения искажения знерговыделения по высоте активной зоны пластины решетки выполняются «серыми» для нейтронов, т. е. из материала, не являющегося сильным поглотителем.
Стержни-поглотители независимо от их функционального назначения имеют обычно много общего в конструкционном исполнении. Их поглощающая часть, длина которой, как правило, равна высоте активной зоны, представляет собой сплошной или состоящий из шарнирно соединенных частей сердечник из нейтронопоглощающего материала (НПМ). В тех случаях, когда требуется герметизация материала-поглотителя, сердечник (или составляющие его блочки) заключается в оболочку из нержавеющей стали.
Составные стержни более надежны в работе, так как при шарнирном соединении частей уменьшается вероятность заедания стержня в гильзе при возникновении каких-либо температурных перекосов.
Форма поперечного сечения стержня в основном определяется конструкцией технологических каналов.  Если активная зона набрана из каналов круглого сечения, то и стержни-поглотители имеют обычно цилиндрическую форму. В активных зонах с квадратными или шестигранными ТВС более приемлемой является    крестообразная или пластинчатая форма стержней.
Для ослабления прострельного нейтронного и Y-излучения  направлении крышки реактора к верхнему торцу поглощающей части стержня шарнирно подсоединяется одна или несколько последовательно скрепленных между собой цилиндрических проставок, являющихся элементами биологической защиты. Верхняя проставка заканчивается наконечником, соединяющим стержень с тягой, конструкция которой определяется особенностями используемого привода.
Для уменьшения числа приводов поглощающие стержни объединяются в группы, каждая из которых перемещается одним
приводам. Например, исполнительными органами СУЗ реактора ледокола «Ленин» кроме компенсирующей решетки являются две группы стержней АР (по три стержня в каждой группе) и четыре группы стержней АЗ (по четыре стержня в группе) [1].
Алгоритм перемещения органов управления определяется их функциональным предназначением. Обладающие большой эффективностью органы компенсации перемещаются вверх,  как правило, небольшими шагами, а вниз, непрерывно. Стержни АР в ручном и автоматическом режимах поднимаются и опускаются непрерывно. При этом скорость их автоматического перемещения пропорциональна отклонению фактической мощности от заданной. Стержни АЗ взводятся перед пуском реактора, в процессе работы на мощности они находятся в крайнем верхнем положении и сбрасываются в активную зону (время перемещения — десятые доли секунды) при возникновении аварийных ситуаций.

Нейтронопоглощающие материалы.

Главным элементом стержней регулирования, компенсации й аварийной защиты является сердечник из нейтронопоглощающего материала. Выбор такого материала — весьма ответственная задача, поскольку от правильности этого выбора зависят эффективность и надежность органа управления. Успешность решения поставленной задачи определяется возможностью удовлетворить требования, предъявляемые к нейтронопоглощающим материалам. Основными из этих требований являются следующие:
материал сердечника должен эффективно поглощать те нейтроны, доля которых в энергетическом спектре максимальна (в водо-водяных реакторах это тепловые и надтепловые нейтроны);
эффективность органов управления при их длительном использовании не должна претерпевать существенных изменений (для этого нуклидный состав материала сердечника при поглощении нейтронов должен изменяться таким образом, чтобы его поглощающая способность оставалась практически неизменной);
поглощающий сердечник под действием нейтронного облучения не должен существенно изменять своих размеров, а также основных механических и теплофизических характеристик (т. е. должно быть исключено недопустимое распухание сердечника за счет накопления газообразных продуктов нейтронных реакций, не должны сильно ухудшаться теплопроводность, коррозионная стойкость и прочностные характеристики нейтронопоглощающего материала);
материал сердечника должен быть совместим с материалом оболочки при длительном облучении в условиях высоких температур, а реакция поглощения нейтронов не должна сопровождаться выделением большого количества энергии в нейтронопоглощающем материале.
В природе не существует вещества, идеально удовлетворяющего всем перечисленным требованиям. Поэтому при конструировании органов управления и защиты приходится принимать  компромиссные решения. Наиболее широко в качестве нейтронопоглощающих материалов используются различные соединения бора и борсодержащие сплавы, соединения и сплавы кадмия, а также оксиды некоторых редкоземельных элементов (европия, самария, гадолиния и диспрозия).
Чаще всего для изготовления поглощающих стержней применяются борсодержащие материалы — бористая сталь, карбид бора (В4С), нитрид бора (BN), бура (Na2B407) и т. д. Это объясняется присущими бору достаточно большим сечением поглощения нейтронов в широком диапазоне энергий, доступностью и относительно низкой стоимостью. Для изготовления органов регулирования водо-водяных реакторов обычно используется естественная смесь изотопов бора: 20% изотопа 10В с микроскопическим сечением поглощения тепловых нейтронов аа—3838 б и 80 % изотопа ИВ, для которого сга=0,05 б.
Широкое распространение в реакторостроен и и получила бористая нержавеющая сталь, содержащая около 18 % Сг, 14 % Ni и от 0,5 до 2,4 % В. Она имеет достаточную коррозионную стойкость при рабочей температуре активной зоны, удовлетворительные технологические и конструкционные качества. К числу специфических недостатков бористой стали следует отнести ее невысокую поглощающую способность и относительно низкую температуру плавления.
Более эффективным поглотителем, чем бористая сталь, является карбид бора, обладающий к тому же и большей жаропрочностью (температура плавления 2450 °С). Карбид бора — химически устойчивое соединение, однако его хрупкость и невысокая стойкость к тепловым ударам исключают возможность использования В4С без специальных герметизирующих оболочек. Подбор материала для изготовления этих оболочек не представляет особо сложной задачи, так как В4С имеет удовлетворительную совместимость с нержавеющими сталями различных сортов в широком диапазоне температур. В органах управления используется, как правило, карбид бора, спрессованный в таблетки или брикеты.
Определенными достоинствами и недостатками обладают и другие борсодержащие материалы. Общим же недостатком всех соединений бора и борсодержащих сплавов является то, что на ядрах бора идет реакция замещения (п, а)

сопровождающаяся выделением в поглотителе значительного количества тепла, распуханием поглотителя в результате накопления в нем гелия и увеличением давления под оболочкой за счет диффузии гелия из сердечника.
Первое из названных обстоятельств обусловливает необходимость охлаждения таких органов управления. Что же касается газовыделения под действием нейтронного облучения, то для ограничения давления внутри оболочки (оно может достигать 10 МПа) там должен быть предусмотрен свободный объем. При малых облучениях роль такого свободного объема могут выполнять поры в карбиде бора. Если же время облучения велико, то для удержания давления под оболочкой на допустимом уровне внутри органа управления необходимо иметь специальный газосборник.
Из кадмийсодержащих материалов в ядерной энергетике используются СсЮг и сплавы кадмия с индием на основе серебра. Обычно эти сплавы обладают недостаточной коррозионной стойкостью и поэтому поглощающий сердечник заключают в оболочку. К числу недостатков кадмийсодержащих материалов следует отнести также резкое уменьшение сечения поглощения нейтронов в надтепловом диапазоне энергий. Это ограничивает область использования кадмиевых органов управления.
В отличие от кадмия редкоземельные элементы Eu, Sm, Gd и Dy являются эффективными поглотителями тепловых и надтепловых нейтронов. В органах управления редкоземельные элементы используются главным образом в виде оксидов (EU2O3, БтО2,  Gd03, Оу2Оз) и других подобных соединений, диспергированных в матрицах из нержавеющей хромоникелевой стали, титана или никеля. Применяются также и чисто керамические поглотители из Eu, Sm, Gd и Dy.
Особого внимания среди редкоземельных поглотителей нейтронов заслуживает европий, обладающий двумя очень важными положительными качествами. Во-первых, он способен длительное время работать в активной зоне, сохраняя свою эффективность, так как при поглощении нейтронов европий, последовательно переходит из одного изотопного состояния в другое, не изменяя при этом коренным образом своей поглощающей способности:

Во-вторых, на ядрах европия идет реакция типа (п> -у), в результате чего энергия, уносимая у -квантами, рассеивается во всем объеме реактора, а не выделяется в нейтронопоглощающем материале, как это было при использовании бора, на ядрах которого идет реакция типа (л, а). Это обстоятельство имеет два положительных следствия — существенно уменьшается нагрев поглощающих стержней и исключается распухание нейтронопоглощающего материала за счет накопления газообразных осколков деления.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети