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

Энергия деления - 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

Процесс деления сопровождается образованием пары осколков, разлетающихся в противоположные стороны с большими скоростями, мгновенным γ-излучением и высвобождением нейтронов деления. Осколки деления в большинстве своем радиоактивны с излучением либо β-частиц, либо γ-квантов (осколочное γ-излучение). А некоторые осколки деления при радиоактивном распаде излучают нейтроны.
Кинетическая энергия осколков деления и энергия β-частиц практически полностью рассеивается в виде тепловой в пределах самого твэла, а энергия нейтронов и γ-квантов (мгновенных и осколков деления), как наиболее проникающих, только частично, а значительная часть ее рассеивается в окружающих материалах активной зоны. При этом суммарная энергия, выделяемая в твэлах, в расчете на одно деление около 200 МэВ и слабо зависит от делящегося нуклида.

Основной вклад в энерговыделение (около 80%) вносят осколки деления, кинетическая энергия которых полностью переходит в тепловую. Остальные 20 % примерно в равной мере дают мгновенное γ-излученне, нейтроны, β-частицы в γ-излучение осколков деления.
Энерговыделение в твэлах составляет основную часть тепловой мощности реактора (более 90%), а остальная часть (6—8%) приходится на тепловыделение в конструкционных материалах за счет взаимодействия с нейтронами и γ-кваитами.
Плотность потока нейтронов ограничена как радиационной стойкостью конструкционных материалов, так и удельными тепловыми нагрузками па единицу поверхности твэла и для реакторов на тепловых нейтронах в среднем по активной зоне не превышает примерно 1018—1014 нейтр/(см2-с). Поэтому для увеличения единичкой мощности реактора повышают загрузку топлива, увеличивая тем самым объем активной зоны и поверхность теплосъема. Так, критическая загрузка в реакторе тепловой мощностью Qt=3000 МВт при указанной выше средней плотности потока нейтронов составит около 1,25 т. Увеличивая или уменьшая единичную мощность энергоблока, соответственно необходимо изменить загрузку топлива.
Важно отметить, что кинетическая энергия осколков деления, энергия нейтронов деления и γ-квантов, сопровождающих деление, выделяется в твэлах практически мгновенно, непосредственно в процессе деления, время которого составляет примерно 10“14—10“15 с. Что же касается энергии осколочного β- и γ-излучений, то она выделяется с запаздыванием в соответствии с периодом полураспада осколков деления. При стационарном режиме работы это в принципе никак не сказывается на энерговыделении в реакторе. Слабо отражается это и при подъеме мощности, так как более 90 % прироста энергии следует непосредственно за повышением плотности нейтронов.

При резком сбросе нагрузки до полного выключения та часть энерговыделения, которая сопутствует процессу деления, практически без запаздывания также резко снижается до уровня, соответствующего плотности нейтронов в подкритическом реакторе, а осколочное энерговыделение практически остается еще на прежнем уровне и составляет в момент выключения 6—8 % энергии в твэлах до выключения.

Рис. 1.3. Спад остаточного тепловыделения после остановки реактора.
Спад осколочного энерговыделения после остановки реактора, называемого остаточным энерговыделением (тепловыделением), идет по суперпозиции экспонент, соответствующих периодам полураспада осколков деления и их дочерних радиоактивных продуктов. Вначале остаточное тепловыделение спадает сравнительно быстро, что обусловлено радиоактивным распадом короткоживущих продуктов деления, а затем все в большей мере начинает сказываться влияние долгоживущих и скорость спада существенно уменьшается. Скорость спада остаточного тепловыделения зависит от уровня мощности и продолжительности работы до выключения, другими словами, от количества продуктов деления, накопившихся в твэлах.

На рис. 1.3 показан спад остаточного тепловыделения, подсчитанный по (1.9). В пределах первых 5 мин оно уменьшается примерно втрое, но составляет еще более 2 % номинальной мощности. Далее спад остаточного тепловыделения идет сравнительно медленно. Через 2 ч оно составляет еще более 1% номинальной мощности, а через сутки немногим менее 1%.
Остаточное тепловыделение является важной особенностью ядерного реактора. Требуется еще сравнительно длительное охлаждение твэлов не только после остановки реактора, но и при транспортировке отработавших ТВС в долговременное хранилище и при хранении.
Вклад в остаточное тепловыделение запаздывающих нейтронов сравнительно невелик, и он не учитывался в (1.8). Однако влияние их на размножение нейтронов в переходных процессах, как будет показано ниже, оказывает решающую роль.



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