Стартовая >> Архив >> Генерация >> Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Реакторные измерения - Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Оглавление
Кинетика и регулирование ядерных реакторов
Физические основы регулирования
Ядерное топливо и воспроизводящие материалы
Цепная реакция деления
Энергия деления
Кинетика ядерного реактора
Кинетика реактора при линейном изменении реактивности
Изменение изотопного состава топлива и температурный эффект
Температурный коэффициент реактивности
Факторы, вызывающие изменение реактивности
Саморегулирование ядерных реакторов
Режимы перегрузок ядерного топлива
Реальные способы перегрузки ядерного топлива
Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах
Расчет органов регулирования
Материалы и форма поглощающих стержней
Жидкостное борное регулирование
Регулирование отражателем
Компенсация реактивности выгорающими поглотителями
Система управления и защиты ядерных реакторов
Органы управления и защиты канальных реакторов
Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах
Тепловыделение в поглощающих стержнях
Контроль за положением стержней управления и защиты
Калибровка поглощающих стержней
Реакторные измерения
Эффекты реактивности при выводе реактора на рабочую мощность
Безопасность работы ядерных реакторов
Моделирование нестационарных процессов
Исследование моделей динамики реактора на ЭВМ

Основными физическими измерениями в процессе эксплуатации реактора являются измерения уровня плотности нейтронов и реактивности реактора. Оба эти показателя взаимосвязаны между собой. Если плотность нейтронов в реакторе остается неизменной, то он находится либо точно в критическом состоянии, либо в подкритическом. При этом реактивность реактора, соответствующая критическому состоянию, равна нулю, а подкритическому — отрицательному значению, зависящему от источников нейтронов в подкритическом состоянии (6.29). Введение положительной или отрицательной реактивности нарушает равновесное состояние реактора. Введение отрицательной реактивности в конечном итоге приводит к новому равновесному состоянию, соответствующему более низкой плотности нейтронов. И наоборот, при введении положительной реактивности плотность нейтронов начинает возрастать. При этом, если реактор после введения положительной реактивности остается еще в под критическом состоянии или достиг точно критического состояния, плотность нейтронов установится на новом,
более высоком уровне. После того как реактор достиг критического состояния, дальнейшее приращение положительной реактивности приводит к разгону реактора, т. е. плотность нейтронов р нем непрерывно будет возрастать. Возрастание плотности нейтронов прекратится только тогда, когда избыточная реактивность будет выведена, а реактор выйдет в новый равновесный режим работы.
Чрезвычайно важным параметром, подлежащим постоянному контролю, является период реактора, который обратно пропорционален реактивности. В критическом состоянии, когда реактивность равна нулю, период реактора равен бесконечности. Конечное положительное значение периода свидетельствует о разгоне реактора со скоростью, определяемой избыточной реактивностью. Из анализа переходных процессов (гл. 2) следует, что разгон реактора идет очень быстро, если избыточная реактивность составляет величину порядка β, где β — доля запаздывающих нейтронов. При этом период в зависимости от типа реактора может составлять доли секунд. Из определения периода реактора следует, что за это время плотность нейтронов возрастает почти втрое с последующим лавинным наращиванием. Поэтому избыточная реактивность реактора в процессе разгона ограничивается величиной Δk<β. Поскольку β сама по себе достаточно малая величина (для реакторов на тепловых нейтронах с урановым топливом β=0,0064), то прямое измерение величины ∆k может стать ненадежным. Более надежным является измерение периода реактора, который изменяется в широких пределах при небольшом изменении реактивности. Допустимая скорость разгона ограничивается минимально допустимым положительным периодом реактора. Из условий безопасности он принимается не менее 10 с, что соответствует увеличению плотности нейтронов за это время в е раз. Обычно при нормальных переходных режимах период реактора составляет несколько десятков секунд.
Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора — она должна быть практически безынерционна. В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы. Они одновременно служат датчиками для определения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью. Из (2.1) и (2.5) вытекает, что

(6.32)
где п — плотность нейтронов, а Т — период реактора. Исходя из (6.32)
принципиальная схема измерения сравнительно проста и показана на рис. 6.14. Сигнал, пропорциональный плотности нейтронов п в реакторе 1, фиксируется нейтронным детектором 2 и поступает непосредственно во вторичный прибор 3.

Рис. 6.14. Принципиальная схема измерения плотности нейтронов и периода реактора:
1 — реактор; 2 — нейтронный детектор; 3 — вторичный прибор, фиксирующий плотность нейтронов; 4 — логарифмирующее устройство; 5 — дифференцирующее устройство; 6 — вторичный прибор, оттарированный по периоду или реактивности реактора

Последний тарируется как по уровню плотности нейтронов, так и по мощности (энерговыделению), связанных между собой соотношением (1.6). Сигнал, пропорциональный плотности нейтронов п, одновременно поступает в логарифмирующее устройство 4, на выходе из которого получаем Inn. Последний в дифференцирующем устройстве 5 преобразуется в сигнал
d(lnh)/dt=(l/n) (dn/dt), равный обратной величине периода, и поступает во вторичный прибор 6, который может быть оттарирован по периоду реактора, скорости разгона и реактивности.
При эксплуатации реактора измеряются как средняя плотность нейтронов по всей активной зоне, так и локальные значения. При измерении средней плотности нейтронов детекторы выносятся за пределы активной зоны, а для определения локальных значений они размещаются непосредственно в активной зоне (см. рис. 6.4 и 6.7).
Вынос детекторов за пределы активной зоны при измерении средней плотности нейтронов связан с тем, чтобы свести к минимуму влияние неравномерности поля нейтронов по объему активной зоны и его перераспределения за счет изменения изотопного состава и перемещения поглощающих стержней в процессе работы реактора. С этой же целью количество нейтронных детекторов, размещенных вокруг активной зоны, составляет от нескольких штук до десятков с параллельным подключением и усреднением сигнала, поступающего на вторичный прибор.
Учитывая специфику реактора, заключающуюся в том, что он может стать критическим и подкритическим при любом уровне плотности нейтронов, контроль за уровнем плотности нейтронов и его изменением следует вести как на работающем реакторе — на уровне рабочих мощностей, так и в выключенном — подкритическом состоянии, что соответствует практически нулевой мощности. При этом плотность нейтронов в диапазоне от уровня рабочих мощностей реактора до выключенного состояния изменяется на 9—10 порядков. В настоящее время не существует нейтронных детекторов, способных с одинаковой точностью перекрыть весь этот диапазон. Поэтому весь диапазон разбивают на несколько поддиапазонов, в каждом из которых используются свои нейтронные детекторы. Обычно это три поддиапазона: пусковой — на уровне нейтронного источника, разгона — периодный поддиапазон и энергетический— на уровне рабочих мощностей. Таким образом, в каждом поддиапазоне плотность нейтронов изменяется на 3—4 порядка.
При пуске реактора — выводе его из подкритического в критическое состояние — плотность нейтронов минимальна и определяется источниками нейтронов. В реакторе со свежим топливом источниками нейтронов в подкритическом состоянии являются самопроизвольный (спонтанный) распад урана и фотонейтроны, образующиеся в результате реакции (γ, η) за счет космического (фонового) γ-излучения. Однако мощность этих источников в глубоко подкритическом состоянии реактора настолько мала, что она лежит ниже порога чувствительности пусковых нейтронных детекторов. Поэтому в реактор со свежим топливом заводят искусственные источники нейтронов S, которые, как видно из формулы (6.29), не изменяют подкритичности (состояния) реактора, а увеличивают только уровень плотности нейтронов, перекрывая тем самым порог чувствительности пусковых нейтронных детекторов.
В качестве искусственных нейтронных источников используются комбинации материалов, обеспечивающих обычно реакции (γ, п) или (а, п). Это означает, что искусственный нейтронный источник должен содержать радиоактивный элемент, излучающий либо α-частицы, либо γ-кванты. В качестве таких элементов нашли применение полоний, излучающий α-частицы, или сурьма, излучающая γ-кванты. Кроме радиоактивных элементов искусственный нейтронный источник должен содержать элемент-мишень, на котором идет реакция (γ, ή) или (α, п). В качестве таких элементов используются обычно бериллий или бор. При этом обеспечиваются следующие ядерные реакции с образованием нейтронов:

По мере работы реактора мощность искусственных источников нейтронов в соответствии с периодом полураспада радиоактивного элемента уменьшается. Однако в реакторе с облученным топливом, т. е. проработавшем значительное время до очередного выключения, накопившиеся продукты деления сами являются мощными источниками γ-квантов и при наличии в активной зоне материалов, на которых идет реакция (γ, п), уровень плотности нейтронов будет заведомо превышать порог чувствительности нейтронных детекторов. Так, для бериллия и дейтерия пороговая энергия образования нейтронов по реакции (γ, и) равна соответственно 1,62 и 2,21 МэВ, что меньше энергии γ-квантов некоторых продуктов деления.

Достаточное количество дейтерия для этой цели имеется не только в тяжеловодных реакторах, но и в водо-водяных. В обычной воде всегда имеется некоторое количество дейтерия (приблизительно 0,001—0,002%), которого вполне достаточно для получения фотонейтронов. Бериллий также может входить в состав реакторных материалов, например в качестве замедлителя или отражателя, либо вводится специально в реактор для получения фотонейтронов.
В пусковом режиме используются высокочувствительные нейтронные детекторы, в качестве которых могут быть ионизационные камеры деления или пропорциональные счетчики, работающие в импульсном режиме. Они фактически чувствительны к одиночным нейтронам, попадающим в полость детектора и вызывающим импульс напряжения на центральном электроде. Частота импульсов свидетельствует о плотности нейтронов в реакторе.
При выводе реактора из подкритического в критическое состояние плотность нейтронов увеличивается на 2—3 порядка, после чего переходят в следующий поддиапазон измерения, в котором в в качестве нейтронных детекторов используются ионизационные камеры, работающие в токовом режиме. Они менее чувствительны, чем импульсные детекторы, но более стабильны и надежны в работе. Однако в режиме разгона (периодный поддиапазон) уровень плотности нейтронов таков, что он обеспечивает надежную чувствительность токовых ионизационных камер. Изменение ионизационного тока свидетельствует об изменении плотности нейтронов в реакторе. В этом режиме, как впрочем и в пусковом, основным контролируемым параметром является период реактора, который не должен выходить за пределы допустимого.
Энергетический поддиапазон занимает обычно интервал плотности нейтронов, соответствующий примерно 0,1—120 % номинальной мощности реактора. В этом поддиапазоне в качестве нейтронных детекторов используются также токовые ионизационные камеры. Однако разница заключается в том, что в режиме разгона используются ионизационные камеры с компенсацией от γ-излучения, сигнал которого может быть не только соизмерим с сигналом от нейтронной плотности, но и может превышать его, а в энергетическом режиме уровень плотности нейтронов становится настолько большим, что сигнал от γ-излучения становится несоизмеримо малым.
В энергетическом режиме наряду с контролем за периодом реактора ведется тщательный контроль за уровнем плотности нейтронов, определяющим энерговыделение в реакторе. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.
Наряду с измерением средней плотности нейтронов в реакторе, осуществляемым вынесенными нейтронными детекторами из активной зоны, производится так называемый внутриреакторный контроль. Основное назначение его заключается в определении локальных значений плотности нейтронов, на базе чего ведется выравнивание энерговыделения по объему активной зоны. Распределение плотности нейтронов и энерговыделения по высоте и радиусу измеряют активационными и эмиссионными детекторами, а также

малогабаритными ионизационными камерами деления, размещенными непосредственно в активной зоне.
В качестве активационных детекторов используются калиброванные металлические проволоки с постоянной массой на единицу длины. Они выдерживаются определенное количество времени в активной зоне, после чего извлекаются и определяется их наведенная активность. Наведенная активность соответствует плотности потока нейтронов в том месте, где был расположен активационный детектор. Плотность потока нейтронов определяется путем сопоставления наведенной активности с эталонным активационным детектором. Связь плотности потока нейтронов с энерговыделением определяется выражением (1.6). Эмиссионные детекторы — детекторы прямой зарядки основаны на возникновении электрического потенциала в детекторе, зависящего от плотности нейтронов.
К внутриреакторным измерениям относятся также измерение температур твэлов, теплоносителя, замедлителя и других элементов активной зоны. Для этого используются обычно различного рода термопары. Измеряются также давление и расход теплоносителя. Указанные параметры позволяют непосредственно определить тепловую мощность реактора по так называемому тепловому балансу. Последнее позволяет производить градуировку нейтронных детекторов в режиме работы реактора на уровне рабочих мощностей. На низких уровнях мощности, в том числе и на нулевых, когда разность температур теплоносителя на выходе из реактора и на входе в него мала или практически совсем отсутствует, градуировка нейтронных детекторов производится активационным методом, описанном выше.



 
« Исследования трубопроводов питательной воды энергоблоков 160-800МВт   Комплекс для электрической части системы регулирования и защит паровых турбин »
электрические сети