Материал: Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

Таким образом, равновесная концентрация ядер самария Nosm не зависит от нейтронного потока и, следовательно, от мощности реактора. Однако мощность реактора определяет время достижения равновесной концентрации 149Sm. На рис. 8.3 и 8.4 приведены зависимости изменения реактивности для реактора ВВЭР-1000.

Рис. 8.3. Стационарное отравление ВВЭР-1000 самарием

Рис. 8.4. Нестационарное отравление (изменение реактивности) ВВЭР-1000 самарием при изменении мощности с 25 % Nном

Равновесная концентрация ядер 149Sm и стационарное (равновесное) отравление, равное для ВВЭР-1000 – 0,62%, достигаются при работе на стационарной мощности в течение 30 эф.сут.

Время наступления стационарного отравления 149Sm можно также оценить из соотношения:

226

1015

Tстац Φτ , (8.3.5)

где Тстац – время достижения стационарного отравления самарием при работе реактора на мощности, сут; Фτ – средняя плотность потока тепловых нейтронов при работе реактора на стационарной мощности, нейтр./(см2·с).

Изменение мощности реактора с N1 до N2 (см. рис. 8.4) вызывает медленно протекающие переходные процессы, связанные с изменением числа ядер 149Рт и 149Sm в активной зоне. Явление снижения реактивности реактора при уменьшении его мощности вследствие нарушения баланса ядер 149Pm и 149Sm по аналогии с йодной ямой носит название прометиевая яма. Наибольшая глубина прометиевой ямы (порядка – 0,6 %) достигается при сбросе мощности реактора со 100 % до нуля, при этом полное превращение образовавшегося 149Pm в 149Sm происходит примерно за 15 суток после сброса нагрузки. За это время к ядрам самария, накопившимся за время работы на мощности, добавляются ядра самария, образовавшиеся из прометия за время останова.

Изотоп 149Sm стабилен, поэтому при нулевой мощности реактора количество ядер самария остается постоянным. При частичном снижении мощности глубина прометиевой ямы меньше, так как часть накопившегося самария выжигается нейтронами.

Выжигание «излишка» самария, образовавшегося из прометия после частичного снижения мощности, постепенно приводит его концентрацию к стационарному значению, которое, как уже упоминалось, не зависит от уровня мощности. Следует иметь в виду, что графики на рис. 8.4 предполагают достижение стационарного отравления 149Sm перед изменением мощности реактора.

Уменьшение времени наступления максимума прометиевой ямы при увеличении значений мощности N2 на рис. 8.4 не должно вводить в заблуждение, так как рассматривается эффективное время, а не календарное. Календарное время наступления максимума прометиевой ямы остается постоянным (15 суток). С увеличением мощности реактора наблюдается самариевый выбег (увеличение реактивности), который объясняется изменением скорости выжигания самария нейтронами и скорости накопления его из прометия. Максимальный самариевый выбег может достигать 0,25 % за время

227

порядка 5 ч после подъема мощности реактора с нуля до 100 %, при этом предполагается, что реактор стоял 15 суток и концентрация самария установилась постоянной.

8.4. Изменение концентрации борной кислоты при водообмене

Необходимо оценить скорость изменения концентрации борной кислоты, решив дифференциальное уравнение баланса кислоты в 1-ом контуре [2]:

где V – объем 1-го контура реактора без компенсатора объема, м3; ρ – плотность воды при средней температуре теплоносителя в 1-ом контуре реактора, кг/м3; С – концентрация борной кислоты в воде 1-го контура, г/дм3; Сподп – концентрация борной кислоты в подпиточной воде, г/дм3; qподп – объемный расход подпиточной воды реактора, м3/ч; ρподп – плотность подпиточной воды, кг/м3; qпр – объемный расход продувочной воды реактора, м3/ч; ρпр – плотность продувочной воды, кг/м3; Т – продолжительность работы подпиточных насосов, ч.

После решения уравнения (8.4.1) получится выражение:

Воспользовавшись условием материального баланса подпиточной и продувочной воды 1-го контура

Выражение (8.4.4) можно использовать для расчета изменения концентрации борной кислоты в теплоносителе в случаях подпитки 1-го контура водой с высоким содержанием борной кислоты и чис-

228

той водой. При подпитке чистой водой формула (8.4.4) упрощается:

где 16 г/дм3 – начальная концентрация борной кислоты; 40 т/ч – расход подпитки чистой водой; 10 т/ч – расход подпитки чистой водой;

0,992 т/м3 – плотность подпиточной воды (при 40 °С); 300 м3 – объём 1-го контура (без компенсатора объёма); 0,765 т/м3 – плотность воды в 1-ом контуре (при 280 °С);

С0 – начальная концентрация борной кислоты при переходе на водообмен со скоростью 10 т/ч, г/дм3; Т – время водообмена, ч.

Если начальная концентрация борной кислоты в теплоносителе равна нулю (чистая вода), то изменение концентрации борной ки-

Формула (8.4.8) справедлива и для случая включения в работу аварийной борной системы при утечке воды из 1-го контура. Раствор борной кислоты высокой концентрации подают в этом случае аварийными подпиточными насосами большой производительности.

Для оценки маневренности используют понятие относительной скорости снижения концентрации борной кислоты при разбавлении теплоносителя 1-го контура водой:

Маневренность ВВЭР меняется в течение кампании в зависимости от концентрации борной кислоты в теплоносителе.

229

8.5. Обеспечение отвода тепла после останова реактора

При останове реактора происходят следующие переходные процессы:

-прекращение цепной ядерной реакции и уменьшение плотности нейтронного потока;

-спад тепловыделения в активной зоне и постепенное охлаждение реактора;

-остаточное энерговыделение в топливе за счёт радиоактивного распада продуктов деления урана и плутония;

-нестационарное изменение коэффициента размножения за счёт динамики отравления 135Хе и 149Sm и температурных эффектов.

Постоянная времени для нейтронных процессов очень мала, поэтому уменьшение плотности нейтронного потока происходит быстро и определяется практически необходимой скоростью снижения тепловой мощности. В случае аварийного останова снижение плотности нейтронного потока определяется временем срабатывания системы аварийной защиты, при этом заметную роль играют запаздывающие нейтроны.

Скорость спада нейтронного потока определяется периодом по-

лураспада самого долгожи-вущего ядра – источника запаздывающих нейтронов (87Br), а именно 60 с.

Установлено [2], что мощность радиоактивного распада спустя 70 дней после облучения выражается приблизительно следующими соотношениями:

1) доля образования β-частиц на одно деление: nβ = 3,8 10−6T −1/2 , с-1;

2) доля образования γ – квантов на одно деление: nγ =1,9 10−6T −1/2 , с-1.

Здесь Т – время после облучения, с.

Энергия, приходящаяся на одно деление в секунду (для периодов полураспада от 10 до 107 с), равна Σβ = 1,40Т–1,2 МэВ (энергия, освобождаемая β-излучением); Σγ = 1,26Т–1,2 МэВ (энергия, осво-

бождаемая γ-излучением). При этом предполагается, что все деления происходят в момент времени Т = 0 в течение бесконечно малого промежутка времени. Реактор же работает обычно длительное

230