Pagina 8 din 41
CARACTERISTICILE NEUTRON-FIZICE ALE ZONEI ACTIVE LA UTILIZAREA REACTORULUI DE PUTERE
4.1. DISTRIBUȚIA DISTRIBUȚIEI ENERGIEI ÎN ZONA ACTIVĂ
Distribuția de eliberare a energiei în miez se caracterizează prin coeficienți de eliberare inegală a energiei, cunoașterea căreia este necesară pentru a determina puterea termică admisă a reactorului (vezi § 5.3).
Este obișnuit să se ia în considerare coeficienții de neuniformitate a eliberării energiei de-a lungul razei, înălțimii și volumului miezului. Prin definiție, coeficientul de neuniformitate a eliberării energiei de-a lungul razei miezului este:
(4.1)
unde Q este puterea medie și maximă a ansamblurilor de combustibil din miez (de obicei indexul specifică locația ansamblului maxim de energie intensivă din miez - numărul de decontare, coordonatele).
Pentru reactoarele cu control de bor, valoarea maximă a k-maks variază în intervalul 1.2-1.4, iar pentru reactoarele cu control al componentelor mecanice ale sistemului de comandă, în intervalul 1.5 - 2.1.
Mica eliberare inegală a energiei în reactoarele cu control al borului permite îndepărtarea de la miez de o putere termică mare. Coeficienții eliberării energiei inegale în miez se calculează pe un computer (kmax) pentru întreaga campanie viitoare (a se vedea § 7.2). Valorile experimentale ale puterii relative a ansamblurilor de combustibil kr / i sunt determinate pe baza măsurătorilor temperaturii de ieșire a apei de la ansamblul combustibil și a temperaturii agentului de răcire la intrarea în reactor. Valorile puterii relative a ansamblurilor de combustibil se calculează conform formulei
(4.2)
unde tout este temperatura apei la ieșirea din ansamblul combustibil al i-lea; tbx - temperatura apei la intrarea reactorului din buclă de circulație j; Gj - debitul de masă în bucla de circulație j; gi - debitul de masă în ansamblul de combustibil al i-lea; m este numărul de bucle de circulație; n este numărul de ansambluri de combustibil din miez.
Pentru a măsura temperatura apei la ieșirea din ansamblurile de combustibil, sistemul de control al temperaturii este echipat cu un sistem de control al temperaturii. Temperatura este măsurată prin termocupluri, care sunt suficient de eficiente într-o gamă largă de temperaturi în condiții de neutroni și iradieri. Cele mai utilizate pe scară largă sunt termocuplurile crom-nichel și platină-platină-rodiu (10% Rh). În VVER-440, temperatura apei de ieșire este controlată de aproximativ două treimi din ansamblul combustibil al întregului miez, iar în VVER-1000, ieșirea tuturor caselor. Temperatura apei la intrarea în zona activă este măsurată în buclele de circulație. În funcție de sarcina cu abur a generatoarelor de abur, numărul de bucle de operare, rezistența hidraulică, unele deviații ale temperaturii de admisie de-a lungul buclelor sunt posibile. În calculele practice, se presupune că temperatura apei la intrarea în zona activă este egală cu valoarea medie pe toate buclele de funcționare ale reactorului. La luarea în considerare a mediei, se ia în considerare diferența de curgere a apei prin bucle.
Debitul lichidului de răcire prin ansamblul combustibil al miezului este determinat pe baza caracteristicilor hidraulice ale ansamblului de combustibil (vezi § 5.2). Puterea ansamblurilor de combustibil în condiții de funcționare este calculată din coeficienții de eliberare a energiei inegale la o putere medie cunoscută a ansamblului de combustibil al miezului. Distribuția de eliberare a energiei prin înălțimea miezului este de obicei obținută prin calcul pentru întreaga campanie (a se vedea § 7.2). Distribuția experimentală a eliberării energiei este determinată în canale de măsurare speciale, utilizând senzori ai sistemului de control în reactor. În zona activă VVER-440 se stabilește de la 12 la 36 de canale de măsurare. Canalul de măsurare este un tub din oțel inoxidabil, cu un capăt inferior amortizat care trece prin capacul reactorului în tubul central al ansamblului de combustibil de lucru. În casetele VVER-1000 V ale unității NVNPP, detectorii sistemului de control în interiorul reactorului (VRK) nu sunt plasați în tubul central, ci într-un canal special pentru măsurarea eliberării energiei; Există 31 de canale de măsurare conectate la sistemul VRC (vezi Figura 3.11).
Distribuția densității fluxului de neutroni și eliberarea energiei în înălțime este măsurată prin detectoare de activare și de emisie, precum și prin camere de ionizare [45]. Deoarece detectorii de activare au calibrat fire de cupru cu o masă constantă pe unitatea de lungime sunt utilizate. Sârmă este iradiat în canalul de măsurare pentru o perioadă suficientă pentru a satura cu izotopul 64Cu, după care este îndepărtat de la miez și a fost menținut pentru o perioadă de decădere a izotopilor de cupru de scurtă durată. Distribuția activității pe lungimea firului măsurată după aceasta va corespunde distribuției densității fluxului de neutroni de-a lungul înălțimii canalului de măsurare la momentul iradierii firului.
VVER este detectorii de emisie utilizați pe scară largă - detectoare directe de încărcare (DDC). Principiul acțiunii DPZ se bazează pe apariția unui potențial electric într-un detector constând dintr-un emițător și un colector, în decăderea unui emițător sensibil la neutroni. De obicei, rodiul și vanadiul sunt utilizați ca emițător al DPZ.
DPZ au dimensiuni mici și dispozitive secundare destul de simple. Dezavantajul detectoarelor directe de încărcare este inerția lor destul de mare. În standardul VVER-440, în fiecare canal de măsurare sunt instalate patru centrale de distilare cu o lungime de 250 mm și un Vanadium DPZ cu o lungime de 2500 mm. Detectoarele de rodiu sunt proiectate pentru a măsura distribuția densității fluxului de neutroni de-a lungul înălțimii canalului, iar detectoarele de vanadiu pentru a măsura puterea totală a neutronilor din canal. În plus, distribuția densității fluxului de neutroni de-a lungul înălțimii poate fi măsurată prin deplasarea DPZ de-a lungul lungimii canalului.
În controlul practic al condițiilor de funcționare a elementelor combustibile este necesar să se cunoască distribuția de eliberare a energiei, raportul dintre care și distribuția densității fluxului de neutroni termici variază de la arderea combustibilului. La momentul inițial de ardere, densitatea fluxului de neutroni și eliberarea specifică a energiei sunt legate de relație
(4.3)
unde secțiunea de fisiune este concentrația inițială de nuclee
235U.
Având în vedere acumularea de 239Pu și 241Pu și arderea de 235U, relația (4.3) are forma
(4.4)
unde u F - secțiuni transversale de fisiune de 239Pu și 241Pu; # 925; 25, # 925; 39 și concentrația W41 a nucleelor 235U, 239Pu și 241Pu.
Pentru a trece din distribuția măsurată a densității fluxului de neutroni termice de distribuție a energiei necesare pentru a face recalculările efectuate, de regulă, să ia în considerare pe un computer și arde-23SU și acumularea de izotopi de plutoniu. În acest scop, informațiile de la dp, este introdus într-un calculator, care asigură prelucrarea datelor în timp real și informații operatorului cu privire la rezultatele măsurătorilor date emițător DPZ epuizare. Pentru a simplifica programele de calcul a informațiilor (manageri) de calculatoare este de dorit să se utilizeze, în plus față de detectoarele care măsoară densitatea fluxului de neutroni detectoare termice, indicații care descriu în mod direct energia din barele de combustibil din jurul canalului. Energia eliberată în bare de combustibil este caracterizat printr-un mod unic fluență sau rezonanta cu neutroni rapizi, care pot fi măsurate cu ajutorul modernizate camerele DPC sau ionizare. De exemplu, DPC emitorul argint înconjurat de un înveliș pentru tăiere cadmiu neutronilor termici busteni in principal rezonanta neutron densitatea de flux, care este în cele din urmă proporțională cu eliberarea energiei din barele de combustibil din jur.
Reducerea coeficienților de neuniformitate de-a lungul razei kmax și înălțimea kgmax și coeficientul de volum al inegalității
Este de o mare importanță practică în ceea ce privește posibilitatea creșterii puterii reactorului și a adâncimii de ardere a combustibilului. Prin urmare, lucrul la egalizarea puterii este efectuat în mod continuu la VVER.
În VVER, se folosește principiul zonei de încărcare (vezi § 7.1), care permite egalizarea eliberării energiei de-a lungul razei miezului și în combinație cu reglarea borului pentru a reduce neuniformitatea volumetrică a eliberării energiei.
În procesul de ardere a combustibilului, există o auto-nivelare suplimentară a eliberării de energie datorită arderii inegale, proporțională cu eliberarea energiei și a inegalității efectului de otrăvire și a efectului de reactivitate a puterii. Valorile coeficienților de neuniformitate scad în timpul operației de încărcare. Unele creșteri ale coeficienților de inegalitate la sfârșitul campaniei se datorează extracției treptate a grupului de control al sistemului de control de la miez (figura 4.1). În mod deosebit puternic din prezența barelor CPS parțial scufundate depinde distribuția eliberării de energie în înălțime (Figura 4.2) [9].
Fig. 4.1. Schimbarea coeficienților de eliberare a energiei inegale pe parcursul lucrării primei încărcări a VNER-440 IV a unității NVNPP (curbe - date calculate, puncte-date experimentale)
Fig. 4.2. Dependența coeficientului de altitudine al eliberării energiei inegale pe înălțimea extracției componentelor mecanice ale sistemului de comandă cu eficiență integrală diferită
Cea mai mică inegalitate este generată de extracția grupurilor "ușoare" din nucleu.
Experimentele privind studiul câmpului de eliberare a energiei relevă detalii care scapă de calculele seriale (Figura 4.3).
În concluzie, observăm că egalizarea eliberării de energie crește probabilitatea oscilațiilor xenonului (vezi § 4.3). Oscilațiile Xenon sunt efectul unei redistribuiri periodice a puterii asupra volumului miezului, cauzată de un feedback între puterea și concentrația 135 Xe.
În VVER-440 probabilitatea oscilațiilor xenonului este mică și dacă astfel de oscilații apar, au un caracter aperiodic, o mică amplitudine și o descompunere rapidă.
O caracteristică distinctivă a VVER-1000 este posibilitatea apariției oscilațiilor xenonului spațial de putere
Fig. 4.3. Distribuția de eliberare a energiei de-a lungul înălțimii canalului de măsurare VVER-440 III al blocului NVNPP:
1 - calcul; 2-măsurare; canal în celula 13 - 30; puterea reactorului 55%; înălțimea de extracție a grupului 12 este de 127 cm; Ch3v3 = 2,79 g / kg H2O
Fig. 4.4. Distribuția axială a densității fluxului de neutroni în VVER-1000 în regimul de variație a sarcinii:
a - puterea reactorului 100%, tije de control extrase din miez; Puterea reactorului este redusă la 50%, tijele de comandă sunt coborâte la înălțimea miezului egale cu 0,4 N; c - puterea reactorului este crescută la 100% după operare la un nivel de putere de 50% timp de 5,3 ore în volumul de bază.
Fig. 4.5. Diagrama mișcării tijelor de control Y pentru suprimarea oscilațiilor xenonului spațial de-a lungul înălțimii nucleului VVER-1000
Probabilitatea apariției oscilațiilor xenonului crește odată cu mărirea dimensiunii reactorului în cazul tulburărilor de distribuție a puterii. Cele mai mari perturbații ale câmpului VVER-1000 apar în modul de operare cu o modificare a nivelului de putere, de exemplu o reducere a puterii de la 100 la 50% pentru un timp, urmată de o creștere la 100% (Figura 4.4). Figura arată în mod clar apariția unei deformări în distribuția axială a fluxului de neutroni, cauzată de procesele tranzitorii pe xenon și deplasarea comenzilor sistemului de control.
Se pare că, într-o serie de cazuri, pentru a reduce mărimea perturbării distribuției de putere, este recomandabil să se coboare complet tijele de control și să se compenseze efectul lor prin modificarea concentrației de acid boric pe întreaga durată de funcționare a reactorului la o putere redusă.
Parte integrantă a sistemului de control VVER-1000 este un sistem suficient de dezvoltat pentru controlul în reactor, asigurat de prelucrarea automată a rezultatelor. Informațiile operaționale privind distribuția puterii asupra miezului vă permit să corectați în timp util începutul deformărilor câmpurilor. Deformările radiale și azimutale ale distribuției puterii pot fi corectate prin extragerea sau picurarea anumitor grupuri de absorbanți. Deformările de înaltă altitudine pot fi corectate cu ajutorul unui grup special de tije de control Y, cu jumătate din înălțimea substanței absorbante, deplasându-le de-a lungul înălțimii miezului (Figura 4.5).
Trimiteți-le prietenilor: