Отравяне на реактор със самарий (Sm-149)
Друг нуклид, причиняващ отравяне на реактора, е Sm-149. По време на работа на реактора появата му в активната зона е свързана с радиоактивния разпад на Pm-149 и протича по следната схема:
U 235 ® Nd 149 ® Pm 149 ® Sm 149 , където
Sm-149 е стабилен нуклид.
Когато неутрон се абсорбира, той се превръща в изотоп Sm-150, който има малко напречно сечение на абсорбция на неутрони и може да се класифицира като шлака. По този начин концентрацията на ядра Sm-149 в активната зона се определя от два процеса: образуването по време на радиоактивния разпад и изчезването на ядрата по време на радиационното улавяне на неутрони.
Тъй като Nd сравнително бързо се превръща в Pm, той не се взема предвид в динамиката на процеса на отравяне със Sm.
Намаляването на реактивността, причинено от Sm-149 до равновесна концентрация, се нарича стационарно отравяне на реактора със самарий. За VVER-440 стационарното отравяне с този нуклид е r st Sm = 0,82% (виж фиг. 3.6). Процесът на стационарно отравяне със Sm-149 е доста дълъг, отравянето се постига след работа в продължение на 30 ефективни дни (на практика времето за установяване на стационарна концентрация може да се счита за времето, когато концентрацията на Pm се различава от равновесната с 5-10%. Това съответства на 8-10 дни).
Скоростта, с която се достига стационарно отравяне Sm, зависи основно от мощността (докато големината на самото отравяне не зависи от нея) (виж Фиг. 3.7). Времето на утаяване rSm st е обратно пропорционално на мощността, т.е. плътност на неутронния поток F. Спирането на реактора е придружено от нарушаване на динамичното равновесие между скоростите на образуване на Sm-149 от Pm-149 и загубата му поради радиационно улавяне на неутрони. Pm-149, натрупан по време на работа на реактора, напълно се разпада след спиране,превръщайки се в Sm-149. По този начин концентрацията на Sm-149 се увеличава и реактивността намалява експоненциално с времето на полуразпад на Pm-149. Характерът на промяната и зависимостта на реактивността от времето са подобни на промяната в реактивността по време на отравяне с ксенон и по аналогия с йодната яма има общоприето наименование "прометиева празнина".
Фигура 3.8 показва отравянето със Sm-149 като група от криви. Кривите показват промяната на реактивността при предположението, че преди промяната на мощността стационарното отравяне на реактора Sm-149 вече е постигнато. Може да се види, че най-голямата дълбочина на потапянето на прометия (
0,5% ) се постига, когато мощността се нулира от 100% N ном. до нула, докато пълната трансформация на получения прометий в самарий става за около 10-15 дни. след спиране.
С увеличаване на мощността на реактора се наблюдава изтичане на самария (повишаване на реактивността), което се дължи на промяна в скоростта на изгаряне на самария от неутрони и неговото натрупване. За ВВЕР-440 максималното изтичане на самария е 0,25% и е постигнато
5 часа след като мощността на реактора беше увеличена от нула до 100% (предполага се, че реакторът е престоял 15 дни и концентрацията на самарий е постоянна).
Трябва също да се помни, че тъй като Sm-149, за разлика от Xe-135, е стабилен, тогава не се получава отравяне със самарий и се натрупва след спиране на реактора.
NPC на ВВЕР-440 CORE.
В съответствие с изискванията на нормативните документи по (16.19) безопасност на АЕЦ - АЕЦ и ОПБ-88 във всеки момент от горивния цикъл за всички възможни стойности на параметрите на АЕЦ трябва да се знае следното: максималния запас на реактивност на активната зона; ефективност на механичните управления на CPS; ефективност на системата за контрол на борната реактивност; температура имощност коефициенти на реактивност; стойности на коефициентите на неравномерност на освобождаването на енергия. Всички тези данни се наричат неутронно-физични характеристики на активната зона (наричани по-нататък NPC) и се подготвят за всеки горивен цикъл (натоварване) с помощта на специални компютърни изчислителни програми.
Описанието на NFC е дадено на примера на 5-то зареждане с гориво на блок 4 на АЕЦ „Козлодуй“ (за други блокове стойностите на подобни параметри на активната зона са от същия порядък).
В обяснителната записка на НДК са дадени структурно-физичните параметри на активната зона. Структурните параметри са разгледани по-подробно в глава 7. Тук също така разглеждаме физическите параметри на ядрото.
Максималният запас на реактивност (виж Фигура 4.4, графика 1) в началото на горивния цикъл е 19,3%. Тази граница на реактивност се компенсира от механични CPS OR и борна киселина в охлаждащата течност, освен това съставът на сърцевината е такъв, че само 8,6% от реактивността се компенсира от ARC касети (Фигура 2). Системата за контрол на бора, от друга страна, не само компенсира оставащия резерв на реактивност, но също така осигурява субкритичност от най-малко 0,01, необходима в NBY в състояние на активната зона с максимален Kef. (в разглеждания пример с ЯТЦ на 4-ти блок, подкритичността на натоварването с гориво в "студено" състояние на ядрения реактор е 4% - виж фиг. 4.4, графика 3 в момент T еф. = 0 дни).
В началото на кампанията (Фигура 4.4.), ефективността на системата за регулиране на бора беше 23,3%. Същата фигура показва, че в края на горивния цикъл,
Тeff.=331 дни, подкритичността нараства и достига стойност от 13,7%. Това се дължи на намаляване на максималния запас на реактивност и леко повишаване на ефективността на борната контролна система поради увеличаване на борния ефект на реактивност (вижте раздел 3.3.).
Както се вижда отфиг.4.4. и 4.5. общата ефективност на механичните и флуидните системи (графика 4) винаги е по-голяма от максималния запас на реактивност (графика 1), което прави възможно прехвърлянето и надеждното поддържане на ядрения реактор в подкритично състояние във всеки момент от горивния цикъл и при всяка температура на охлаждащата течност от 1-ви кръг.
Работата на AZ-1 осигурява подкритичността на натоварването с гориво при работната температура на охлаждащата течност (разлика в реактивността между графики 5 и 1 на фигура 4.5):
- на теф.=0 дни. - 7,6%;
- на Teff.=331 дни. - 7,9%.
Ефективността на AZ-1 (7,6%) е малко по-малка от пълната ефективност на органите на CPS (8,6%), това следва от факта, че когато ядреният реактор работи на мощност, 6-та регулаторна група на ARC не е на VKV, а в междинна позиция (150-200 cm от дъното на активната зона).
Увеличаването на ефективността на механичния ОР на CPS от 8,6% в "студено" състояние (фиг. 4.4 при Teff. = 0 дни) до 12,2% при работна температура на охлаждащата течност (фиг. 4.5) се обяснява по следния начин. Въвеждането в сърцевината на абсорбиращите разширения на ARC и съответно отстраняването на горивните части на касетите от нея може да се представи като промяна на геометричния параметър (B) на сърцевината. защото ефективността на органите на CPS се разбира като разликата между реактивността (Dr) на хомогенен реактор и реактор с органи на CPS в активната зона, задачата за намиране на ефективността на CPS OR се свежда до определяне на геометричния параметър на реактора с и без CPS OR:
където DВ 2 е изменението на геометричния параметър на сърцевината при въвеждане в нея на CPS OR.
Тъй като DВ 2 слабо зависи от температурата, влиянието му върху Dr се проявява чрез промяна на M 2 / K¥. Стойността на M 2 / K¥ нараства монотонно и значително с повишаване на температурата (вижте раздел 1.2) и следователно ефективността на CPS OR нараства монотонно. Тези.така да се каже, обемът на активната зона се увеличава, откъдето неутроните се стичат към прътите CPS OR.
В приложенията към обяснителната записка на НПЗ са дадени:
- изменение на основните изчислени неутронно-физични характеристики на активната зона в даден горивен цикъл;
- промяна в максималния запас на реактивност при натоварване и ефективност на CPS в горивния цикъл;
- графики за определяне на началната концентрация на течния абсорбер в топлоносителя след спиране на реактора;
- промяна в реактивността на горивния товар в резултат на отравянето му с Xe.
Фигура 4.1 показва графики, показващи: а) стойността на критичната концентрация на борна киселина във всеки момент от горивния цикъл; б) височината на контролната група ARC при дадена концентрация на течния абсорбер. От фигурата се вижда, че след пълното отстраняване на бора от охлаждащата течност, по-нататъшното поддържане на РИ при номинална мощност се извършва чрез повишаване на контролната група на ARC, което позволява да се удължи работата на реактора от 300 до 331 ефективни дни.
Позицията на 6-та регулаторна група на ARC при различни нива на мощност е посочена в "Технологичния регламент за експлоатация" и е представена на фиг. 2.2. Диапазонът на позицията на групата за управление на ARC по време на работа на NR при мощност - 150-200 cm се установява от необходимостта да се избере оптимален режим на работа на NR при изпълнение на две условия:
- намаляване на стойностите на коефициентите на неравномерно освобождаване на енергия в ядрото (виж точка 2.1);
- осигуряване на максимално възможна диференциална ефективност за регулаторната група ARC.
Фигура 4.2 показва изменението на коефициентите на неравномерно отделяне на енергия в горивния цикъл. Обяснение за точно този характер на изменението на коефициентите е дадено в Раздел 2. Увеличаване на коефициентитенеравномерността в края на горивния цикъл (след 300 eff.d.) е причинена от оттеглянето на регулаторната група ARC за удължаване на работата на реактора.
Обяснителната бележка на NPC също дава максималните стойности на коефициентите на неравномерно освобождаване на енергия в ядрото при номинални параметри:
Kq = 1,26; Kv = 1,89; Kq • Kk = 1,46
На практика коефициентите на нееднородност се използват за проверка на съответствието на текущото състояние на ПР с таблицата на допустимите режими на работа. Тази проверка се извършва по методологията, описана в раздел 5.
Интегралната характеристика на група ARC касети е зависимостта на реактивността, която се отделя (поглъща) от ARC групата по време на нейното движение, от разположението на тази група по височината на сърцевината. Фигура 4.3 показва типичните интегрални характеристики на 6-та контролна група, чиято ефективност значително зависи от температурата на охлаждащата течност, концентрацията на борна киселина и изгарянето на горивото. Влиянието на температурата на охлаждащата течност върху ефективността на CPS OR вече беше разгледано в този раздел (сравнете графиките N2 на фигури 4.4 и 4.5). Увеличаването (намаляването) на концентрацията на бор в охлаждащата течност води до увеличаване (намаляване) на ефекта на екраниране на ARC касетите с борна киселина и, следователно, намаляване (увеличаване) на ефективността на контролната група ARC. Ефектът от изгарянето на горивото се проявява в влошаване на неговите свойства на разпространение с хода на горивния цикъл и следователно увеличаване на влиянието върху реактивността от страна на ARC групата, чийто абсорбционен капацитет остава непроменен.
Помислете как интегрираните характеристики се използват на практика. Да предположим, че в началото на горивния цикъл в първоначалното състояние 6-та група на ARC е била на височина 100 cm от дъното на активната зона (виж фиг. 4.3). Товаозначава, че групата в тази позиция е компенсирала 2.16-0.76=1.4% реактивност (където 2.16% е общата ефективност на 6-та група, а 0.76% е ефективността на групата при H=100 cm). Когато групата се движи нагоре от 100 до 150 cm, се освобождава положителна реактивност, равна на 1,3 - 0,76 \u003d 0,54% (1,3% - групова ефективност при H = 150 cm). В бъдеще тази стойност може да се използва за изчисляване на необходимия диапазон за увеличаване на мощността или обема на водния обмен.
Зависимостта на ефективността на единицата дължина на движение на групата ARC от нейното положение в ядрото, т.е. промяната в реактивността, когато групата се движи на единица дължина в позиции с различна височина, се нарича диференциална характеристика на групата:
Диференциалните характеристики на 6-та група на ARC в началото и в края на горивния цикъл са показани на фиг. 4.3.
Ако физическото тегло на управляващия прът е малко, тогава когато този механичен абсорбер е потопен в активната зона, неутронният поток практически не се деформира по височина и диференциалната характеристика има формата на крива, симетрична по височина. Групата ARC има голямо физическо тегло и следователно, когато е потопена в активната зона, неутронното поле се изкривява, измествайки се надолу. Тъй като теглото на групата (т.е. интегралната ефективност) се увеличава, максимумът на кривата на диференциалната ефективност се увеличава и се измества наляво. Обяснението за това е следното. При междинно разположение на регулиращата група активната зона е разделена на две части. В долната част няма абсорбер и следователно неутронният поток там е по-висок, отколкото в горната част (той сякаш е "изцеден" отгоре надолу). Колкото по-голяма е интегралната ефективност на групата, толкова по-голяма е тази разлика (виж фиг. 4.14). Абсорбер, въведен в зона с висок неутронен поток, има съответно по-голям ефект върхуреактивност.
Изместването на максималната диференциална ефективност с хода на горивния цикъл (фиг. 4.3) надясно се обяснява с по-интензивното изгаряне на горивото в дъното на активната зона поради по-голямата стойност на неутронния поток там.
В практиката на експлоатацията на ВВЕР се налага да се работи само с интегралните характеристики на една последна група от CPS OR.
Обяснителната бележка на NFC дава стойностите на мощността, температурата и коефициентите на борна реактивност в началото и в края на горивния цикъл (виж таблица 4.1).