2. Оценка необходимого запаса реактивности при перегрузке

Как мы уже рассматривали в билете №5, запас реактивности должен компенсировать все отрицательные эффекты реактивности составляющие расход реактивности в течение 300 суток работы ЯР во всех режимах эксплуатации.

Нужно заметить, что точные их значения известны только физикам –экспериментаторам каждого энергоблока. Поэтому ниже приводятся приближенные значения этих эффектов для того, чтобы представить – на что расходуется запас реактивности, создаваемый при загрузке топлива.

1. Температура активной зоны изменяет свойства всех элементов цепной реакции –делящегося материала, замедлителя –теплоносителя, всех поглотителей нейтронов и конструкционных материалов активной зоны. Поэтому измерить этот эффект можно только в установившемся режиме при пуске или остановке ЯР.

Если же учесть, что в процессе пуска сильно изменяется состав поглотителей нейтронов, то этот температурный коэффициент сильно изменяется в начале и конце кампании ЯР. Так, например, для одного из блоков Калининской АЭС при нагреве активной зоны от 20 до 306 С он составил -7,5% = -11,5 b_ЭФФ.

2. Выгорание топлива за 300 суток равнялось -9,5 % =14,5b_{ЭФФ .}

3. Стационарное отравление ксеноном и самарием составило -3% =- 4,5b_ЭФФ

4. Потери на мощностной эффект реактивности -2,1%= -3,15b_ЭФФ

В итоге расход реактивности за 300 суток работы составил -33,65b_ЭФФ=0,22К_ЭФ .

Для компенсации этих потерь необходимо при перегрузке достигнуть К_ЭФФ >1,23 или запас реактивности должен быть более + dК_ЗАПАСА =24% = + 36b_ЭФФ .

3.Оценка поглотителей нейтронов активной зоны.

Сумма всех поглотителей нейтронов равна :

1. При введении 10 групп управляющих стержней , как было показано выше,

-12b_ЭФФ или – 8%.

2. На введение борной кислоты 16 г/л = - 32b_ЭФФ и на

3. Выгорающие поглотители - 15b_ЭФФ

В итоге суммарная отрицательная реактивность при перегрузке этих трех видов поглотителей составляет -59b_ЭФФ , а степень подкритичности после полной загрузки топлива должна составить -59 +36 =-23b_ЭФФ или более половины положительного запаса реактивности, что удовлетворяет международным нормам ядерной безопасности при перегрузке.

Вопрос : Расскажите об аппаратуре контроля нейтронного потока АКНП,

используемой при перегрузке топлива.

План ответа по вопросу.

1. Тепловая и нейтронная мощности реактора.

2. Два способа регистрации нейтронов в присутствии гамма квантов..

3. Аппаратура контроля нейтронного потока в диапазоне источника ДИ.

1. Тепловая и нейтронная мощности реактора

Из взаимодействия нейтрона с делящимся ядром Вы знаете, что 94% тепловой мощности выделяется осколками мгновенно и при этом образуются мгновенные и запаздывающие нейтроны, однако 6% от всей тепловой мощности выделяется большим числом групп радиоактивных продуктов распада с очень длительными временами распада ( до многих сотен лет), как ,например, плутоний.

Эта часть тепловой мощности называется остаточной и она сопровождается выходом большой интенсивности гамма квантов с энергией 1,5 Мэв.

Эти гамма кванты мешают регистрации нейтронов в всех режимах работы и особенно при перегрузках и пусках.

В результате этого общая тепловая мощность в реакторе Р_тепл = Р_{нейтронная} + Р_гамма в диапазоне 10 декад, как это показано на выше приведенном рисунке. Однако после остановки реактора нейтронная мощность за 1 час спадает на запаздывающих нейтронах до 1 Вт, а остаточная гамма мощность уменьшается очень медленно, как показано в ниже приведенной таблице.

РН-физич.	2800 МВт	280 МВт	1 Вт	1 Вт	1 ВТ	1 ВТ	1 Вт
Рg -гамма	200 МВт	153 Мвт	42 МВт	23 МВт	10 МВт	3 Мвт	0,7 Мвт
t-время	0	100с	1 час	10 час	1 сут.	1мес.	1 год

Контролировать эту физическую ( нейтронную ) мощность в диапазоне 10 декад очень трудно и первое, что нужно отметить - это историческое разбиение всего диапазона контроля на 3 поддиапазона :

Диапазон Источника ( ДИ). Он перекрывает 5 декад ( по тепловой мощности относительно номинальной от 10^-7 % до 10^-2 % ) , а по потоку нейтронов в месте его установки от 3 до 3х10⁵

н/ см² .сек. Этот диапазон составляет часть пускового диапазона от подкритического состояния ЯР до слегка надкритичского , где поток гамма –квантов составляет при пуске около 10³ рентген/ час или 10⁸ гамма-квантов /см².сек.

Другими словами в этом диапазоне на один регистрируемый нейтрон приходится 10 миллионов паразитных гамма –квантов , которые мешают регистрации нейтронов и называются « гамма-фоном» .

Поэтому для борьбы с ним используют 3 способа , наиболее эффективным из которых является импульсная камера деления КНК-15, а для их регистрации применяют частотомеры или Измерители Скорости Счета ( ИСС).

Теперь после того, как мы рассмотрели физические основы управления цепной реакцией и поняли, что хотя тепловая мощность образуется не только осколками ( 94% ), но и радиоактивными продуктами распада ( РПР) около 6% , однако контролировать и управлять цепной реакцией нужно только с помощью потока нейтронов. Теперь мы рассмотрим принципы построения аппаратуры контроля нейтронного потока ( АКНП ), которая используется во всех режимах и условиях эксплуатации энергетических ЯР.

Общая тепловая мощность в реакторе Р_тепл = Р_{нейтронная} + Р_гамма в диапазоне 10 декад, как это показано на выше приведенном рисунке. Однако после остановки реактора нейтронная мощность за 1 час спадает на запаздывающих нейтронах до 1 Вт, а остаточная гамма мощность уменьшается очень медленно, как показано в ниже приведенной таблице.

Влияние гамма квантов на регистрацию нейтронов после остановки ЯР.

Другими словами в этом диапазоне на один регистрируемый нейтрон приходится 10 миллионов паразитных гамма –квантов , которые мешают регистрации нейтронов и называются « гамма-фоном» .

Для того, чтобы понять трудность контроля нейтронов при наличии паразитных гамма квантов, рассмотрим два способа регистрации нейтронов с борным детектором и камерой деления

2. Два способа регистрации нейтронов в присутствии гамма квантов

Нейтрон не имеет заряда и поэтому не регистрируется электрическим полем детектора. Для его регистрации необходимо пройти два этапа :