Энерговыделение в активной зоне. Тепловая мощность реактора

Во время эксплуатации ядерного реактора должна обеспечиваться работоспособность активной зоны в течение кампании ядерного реактора, что обусловлено нахождением значений критериев теплотехнической надежности АЗ в допустимых проектных пределах. Работоспособность активной зоны практически обеспечивается надежностью ТВЭЛов - наиболее ответственных конструкционных узлов ЯР.

В течение всей кампании работоспособность ТВЭЛов обеспечивается созданием таких условий, которые бы исключали эксплуатационные причины повреждения и разгерметизации ТВЭЛов и повышения активности теплоносителя выше установленной нормы. Во время эксплуатации ядерного реактора нельзя допускать перегрева ТВЭЛов из-за непредвиденного возрастания мощности ЯР, изменения распределения энерговыделения в активной зоне, ухудшения охлаждения ТВЭЛов, отклонения от норм химического состава теплоносителя. Для этого оператору необходимо:

- строго поддерживать в пределах допустимой скорость изменения мощности и температуры при пуске, разогреве, на энергетическом уровне, при остановке и во время расхолаживания ЯР;

- соблюдать температурный режим активной зоны (допустимые температуры на входе и выходе ЯР, в ТК);

- ограничивать мощность при возникновении перекосов энерговыделения, обусловленных непредвиденным расположением КР, ксеноновыми волнами и др.;

- не допускать разбаланса между энерговыделением и теплосъемом при изменении циркуляции теплоносителя;

- обеспечивать нормальный режим расхолаживания после плановых н аварийных остановок ЯР.

Главное условие надежной работы активной зоны в течение кампании – поддержание полного баланса между:

а) мощностью, выделяющейся в топливе, которая создает тепловой поток q_F с поверхности ТВЭЛов F_ТВЭЛ:

q_F=N_p/F_ТВЭЛ, Вт/м²;

б) мощностью, переходящей от ТВЭЛов к теплоносителю

N_p=aF_ТВЭЛ(t_об–t_т);

в) мощностью, отводимой теплоносителем от активной зоны

N_p=G_1кс_p (t_вых–t_вх),

где a – коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки ТВЭЛа, имеющей температуру t_об к теплоносителю, имеющему температуру t_т; t_вых, t_вх – температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в реактор, G_1к – расход теплоносителя первого контура через реактор, с_p – теплоемкость теплоносителя.

Отклонение N, t, G, P и других параметров первого и второго контуров от заданных для данного режима работы влечет за собой нарушение теплового баланса в активной зоне, что может привести к очень серьезным последствиям. Особенно опасны кризисы теплообмена первого и второго рода.

При больших мощностях на наиболее энергонапряженных участках ТК температура оболочки ТВЭЛов может достигать температуры насыщения теплоносителя при данном давлении и превышать ее. В этих местах: начинается поверхностное пузырьковое кипение при недогреве общего потока теплоносителя до кипения. В настоящее время пузырьковое кипение допускается во многих ЯР, оно интенсифицирует теплосъем и не вызывает особых опасений, хотя на границах участка с пузырьковым кипением, будет наблюдаться неустойчивый режим, сопровождаемый колебаниями температуры поверхности ТВЭЛов и, следовательно, колебаниями термических напряжений.

В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда в недогретой до кипения воде скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛа превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает так называемый кризис первого рода: тепловой поток достигает критического значения, при котором на поверхности ТВЭЛов образуется паровая пленка, (пленочное кипение), температура ТВЭЛа резко возрастает — он начинает плавиться. Чтобы не допустить пленочного кипения, необходимо так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном ТВЭЛе существовал запас по критической тепловой нагрузке:

,

(8.27)

где q_кр – критический тепловой поток, Вт/м²; k_v – объемный коэффициент неравномерности; – средний тепловой поток, ВТ/м².

В активной зоне современных энергетических ЯР на быстрых нейтронах тепловые потоки с поверхности ТВЭЛов достигают 2,5×10⁶ Вт/м² и выше, для тепловых ЯР они примерно в 2 раза меньше.

Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объемного кипения, что возможно, например, в случае снижения давления в контуре, уменьшении расхода теплоносителя. При омывании ТВЭЛа пароводяной средой с большим паросодержанием теплоотдача от поверхности осуществляется через жидкую пристеночную пленку. В момент достижения определенного (граничного) паросодержания жидкая пленка начинает высыхать, а температура поверхности ТВЭЛа расти, достигая недопустимых значений. Чтобы исключить кризис второго рода, необходимо, прежде всего, не допускать объемного кипения теплоносителя и граничного паросодержания в активной зоне.

Таким образом, основным фактором, приводящим к возникновению нарушений температурного режима активной зоны является величина тепловой мощности реактора и скорость ее изменения в переходных режимах. Вследствие этого во время эксплуатации должен быть организован непрерывный контроль за мощностью реактора.

Как известно, мощность реактора определяется энерговыделением в его активной зоне. В свою очередь, как показано в гл.3, энерговыделение зависит от количества делений ядер топлива, а, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих это деление. Количество выделяющегося тепла в единице объема активной зоны описывается следующими выражением:

,

(8.28)

где – средняя удельная мощность (энергонапряженность) активной зоны, т.е. мощность в единице объема, кВТ/см³;

– средняя плотность потока тепловых нейтронов, нейтр/см²с;

– макроскопическое эффективное поперечное сечение деления ²³⁵U, 1/см.

На основании соотношения (5.28) мощность реактора определяется как

,

(8.29)

где V_аз – объем активной зоны, см³.

В выражении (8.29) числитель определяет количество делений в активной зоне реактора, происходящих в единицу времени, а знаменатель – количество делений ядер топлива в секунду, соответствующее мощности 1 кВт. Напомним, что поток тепловых нейтронов и энерговыделение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора.

Поскольку N_p~Ф (кВт),то измерение плотности потока нейтронов в реакторе используют для оперативного контроля так называемой нейтронной мощности реактора и функционирования аварийной защиты реактора.

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. Мгновенное значение периода T и скорость изменения плотности нейтронов dn/dt связаны зависимостью

где п - плотность нейтронов, а Т - период реактора.

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. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.

В зависимости от плотности потока нейтронов используются различные способы градуировки. В области низких значений плотности нейтронов, при так называемых нулевых мощностях, когда подогрев теплоносителя практически, отсутствует широко используется способ, основанный на активации металлических фольг. Он состоит в том, что в активную зону вводятся тонкие металлические фольги или проволочки, которые облучаются потоком нейтронов строго определенное время. После их извлечения измеряется наведенная активность, пропорциональная интегральному потоку нейтронов в том месте, где размещалась фольга. Связь активности фольги с потоком нейтронов определяется сравнением со специальным калибровочным источником нейтронов.

Для градуировки нейтронных детекторов в рабочем (энергетическом) диапазоне мощностей производят определение тепловой мощности реактора методом теплового баланса.

Тепловую мощность можно рассчитать:

а) по параметрам первого контура

,

(8.31)

б) по параметрам второго контура

,

(8.32)

в) по расходу пара из парогенераторов

,

(8.33)

где G_I – расход теплоносителя первого контура, кг/с; D_ПВ, D_ПГ –расходы соответственно питательной воды второго контура и пара из парогенераторов, кг/с; h_вых, h_вх – энтальпия теплоносителя I контура на выходе из реактора и на входе в реактор, кДж/кг; h_пар, h_ПВ – энтальпия пара и питательной воды второго контура, кДж/кг;

При составлении уравнений теплового баланса для конкретного ЯР необходимо также учитывать все входящие и выходящие из контура дополнительные потоки (расходы продувки, подпитки, утечек из контура и т.д.).