Часть I. Основы физических процессов в ядерных реакторах
Список использованных сокращений
A3 - аварийная защита реактора
АКНП – аппаратура контроля нейтронного потока
АО – аксиальный оффсет
АПЭН – аврийные питательные электронасосы
АР - автоматический регулятор
АРМ – автоматический регулятор мощности
АРЭ - аксиальное распределение энерговыделения
АС - атомная станция
АСУ - автоматизированная система управления
АСУ ТП - автоматизированная система управления технологическими процессами
АУПТ –автоматическая установка пожаротушения
АЭС - атомная электростанция
ББ – бассейн- барботер
БВ – бассейн выдержки
БЗТ – блок защитных труб
БРУ-А - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в атмосферу
БРУ-К - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в конденсатор турбины
БЩУ - блочный щит управления
ВАБ - вероятностный анализ безопасности
ВАО АС - Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих АС
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор
ВКУ – внутрикорпусные устройства
ВП – выгорающий поглотитель
ВХР - водно-химический режим
ГЕ – гидроемеость САОЗ
ГПК - главный предохранительный клапан
ГО – гермооболочка
ГРР – главный разъем реактора
ГЦН - главный циркуляционный насос
ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод
ГЭЗ - глубоко эшелонированная защита
ДГ – дизель генераторы
ДИ – диапазон источника
ДП – диапазон промежуточный
ДП - дополнительный поглотитель
|
|
|
ДПЗ –детектор прямого заряда
ДР – дистанционирующая решетка
ДЭ – диапазон энергетический
ЖРО - жидкие реактивные отходы
ЗПА - запроектная авария
ЗИП - запасные части, инструмент и принадлежности
ИИИ - источник ионизированных излучений
ИПУ - импульсно-предохранительное устройство
ИС - исходное событие
КГО - система контроля герметичности оболочек ТВЭЛов
КИПиА - контрольно-измерительные приборы и автоматика
КД - компенсатор давления
КНИТ – канал нейтронных измерений и температуры
КО – компенсатор объема
КПД –коэффициент полезного действия
КР - капитальный ремонт
КФБ - критическая функция безопасности
МАГАТЭ - Международное Агентство по атомной энергии
МКУ – минимально контролируемый уровень мощности
МП – машина перегрузки
МПА - максимальная проектная авария
МРЗ – максимальное расчетное землетрясение
НД - нормативная документация
НК – направляющий канал (СУЗ)
ННУЭ - нарушение нормальных условий эксплуатации
НТД - нормативно-техническая и конструкторская документация
НРБ – нормы радиационной безопасности
НУЭ - нормальные условия эксплуатации
ОЗР – оперативный запас реактивности
ОР – орган регулирования (СУЗ)
|
|
|
ОПБ - Общие положения обеспечения безопасности АС
ОТВС – отработавшие ТВС
ОЯБ - отдел ядерной безопасности
ОЯТ – отработавшее ядерное топливо
ПА – проектная авария
ПГ – парогенератор
ПЗ – предварительная защита
ПДД - предельно допустимая доза
ПК - предохранительный клапан
ПНАЭ - правила и нормы в ядерной энергетике
ППР - планово-предупредительный ремонт
ПС –поглощающий стержень
ПСП - программа ступенчатого пуска
ПЭЛ – поглощающий элемент
РАО (РО) - радиоактивные отходы
РБ - радиационная безопасность
РО – реакторное отделение
РОМ – регулятор ограничения мощности
РР - ручной регулятор
РУ - реакторная установка
РЩУ - резервный щит управления
САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны
СБ - система безопасности
СВО – система специальной водоочистки
СВП – стержень выгорающего поглотителя
СВРК – система внутриреакторного контроля
СГО – система специальной газоочистки
СЗЗ - санитарно-защитная зона
СОАД - симптомно-ориентированные аварийные действия
СН – электроснабжение для обеспечения собственных нужд
СЦР – самоподдерживающаяся цепная реакция
СУЗ - система управления и защиты реактора
ТВС - тепловыделяющая сборка
|
|
|
ТВЭГ – тепловыделяющий элемент с гадолинием
ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент
ТГ - турбогенератор
ТЗБ – технологические защиты и блокировки
ТК – транспортный контейнер
ТКР –температурный коэффициент реактивности
ТОБ - техническое обоснование безопасности
ТПН – турбопитательные насосы
ТРО - твердые радиоактивные отходы
ТУ – технические условия
ТУК – транспортно-упаковочные комплекты
ТЭН – трубчатый электронагреватель
ТЭР –температурный эффект реактивности
УЗА - управление запроектной аварией
УРБ – ускоренная разгрузка блока
УСТ - узел свежего топлива
УТП - учебно-тренировочный пункт
УТЦ - учебно-тренировочный центр
ШЭМ –шаговый электро механизм
ЭБ - энергоблок
ЯБ - ядерная безопасность
ЯР - ядерный реактор
ЯЭУ - ядерная энергетическая установка
Введение.
Ядерная энергетика в мире активно растет и развивается, особенно активно идет этот процесс в Японии, Корее, Китае и Индии. В последних двух странах потребность в электричестве растет столь быстро, что возникает вопрос уже о скорости наработки ресурсов ядерного топлива (обогащенного урана и плутония) для загрузки новых реакторов.
Основной причиной появления и столь быстрого развития атомной энергетики является огромный, по сравнению с органическим топливом, энергетический эквивалент цепной реакции деления. Точнее, для выработки энергии 1МВт*суттребуется всего лишь 1.2гделящегося изотопа (урана-235). При сравнении энергетических эквивалентов органического и ядерного топлива обнаруживается, что несколько граммов делящегося изотопа урана-235 примерно равны одной тонне нефти (точнее 4г 235U » 1т Нефти)!
|
|
|
Вторая, не менее важная, причина состоит в том, что имеющихся ресурсов урана (как урана-235, так и урана-238) при нынешних тенденциях энергопотребления хватит примерно на 10 000 лет. Кроме того, на земле имеются еще запасы тория, объем которых, по оценкам, сопоставим с запасами урана, или даже в несколько раз больше.
Кроме того, не следует забывать, что ресурсы органических видов топлива не возобновляются, поэтому было бы разумнее использовать их для химической промышленности (производства полимеров, удобрений и т.п.).
Однако получить эту огромную энергию и превратить ее в удобную форму электрической энергии, причем с высоким КПД, достаточно непросто. Для этого нужен, прежде всего, надежный и безопасный ядерный реактор с высокой плотностью энерговыделения. Но и этого мало, для обеспечения работы реактора, нужна надежная и безопасная ядерная технология, которая включает в себя предприятия ядерного топливного цикла, машиностроительные предприятия по производству энергетического оборудования, собственно атомные электростанции и т.д.
Кроме того, для достижения разумно высокого КПД нужен теплоноситель и нужно силовое оборудование, способные передавать энергию при температурах порядка 300 0С или выше, нужна установка генерации пара с температурой примерно 300 0С при давлении порядка 70 кгс/см2 . Соответственно, работу такого количества тяжелого энергетического оборудования должно обеспечивать большое число вспомогательных систем, систем безопасности и т.п.
Необходимо помнить, что атомные станции (АЭС) являются очень специфическими энергетическими источниками, поскольку в процессе работы в них накапливаются и удерживаются большие количества радиоактивных веществ. В случае выхода этих веществ за границы АЭС в количествах, превышающих допустимые нормы и пределы, может произойти радиационное поражение персонала и населения, а также загрязнение окружающей среды.
Аварии на Три Майл-Айленд ( ТМА 1979 г.) и в Чернобыле (1986 г.) показали, насколько серьезными могут быть эти угрозы. Именно после этих аварий вопросы безопасности при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС стали жизненно важными для атомной энергетики и именно они обусловили научно-технический прогресс в ядерной энергетике и технологии за последние 20 лет.
В Российской Федерации реализуется долгосрочная « Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», в рамках которой в 2004г. был введен в строй 3-й блок Калиниской АЭС, а к 2010г. будут введены блоки на Волгодонской, Балаковской и Калиниской АЭС.
Все эти блоки строятся с реакторами ВВЭР-1000, которые являются на сегодня не только наиболее надежными и безопасными, но и экономически эффективными типами установок в РФ.
АЭС и ее энергоблоки являются сложными инженерными сооружениями и требуют высокой квалификации персонала, соответственно, планы ввода новых блоков должны быть обеспечены соответствующими программами подготовки персонала.
Часть I. Основы физических процессов в ядерных реакторах
Глава 3. Кинетика реакторов
Основной задачей кинетики является описание поведения реактора во времени (при условии постоянства внутреннего состояния реактора).
Для этого необходимо ввести некоторые основные понятия.
Кинетика реактора в большинстве случаев будет рассматриваться для «точечного» реактора, то есть в предположении, что реактор и его параметры сжаты в точку (это т.н. модель точечной кинетики реактора). В этом предположении характеристики нейтронной мощности, количества нейтронов и потока нейтронов становятся эквивалентными с точностью до констант .
Наиболее важной характеристикой, от которой будет зависеть изменения нейтронной мощности (вернее тенденции изменения), является коэффициент размножения Кэфф. Однако гораздо чаще на практике для описания свойств среды и переходных процессов используется понятие «реактивность», которое (в простейшем случае) характеризует отклонение от чисто критического состояния. Наиболее корректное определение для изменения реактивности – это dr=d(-1/Кэф), однако это определение достаточно сложно использовать на практике, поэтому применяется приближенное определение:
Dr=r2 - r1= (К1-К2)/ К1К2 (3.1)
где r2 r1 реактивности двух состояний с индексами «1» и «2» и с критичностью К1 и К2, соответственно. Наконец, для описания отклонения реактора от критичности т.е. от К=1 можно использовать упрощенный вид этого определения :
r = (К-1)/К (3.1.а)
Для описания поведения реактора во времени чрезвычайно важно разделение вторичных нейтронов на мгновенные и запаздывающие (подробнее см. Гл.1).
Мгновенные нейтроны имеют время жизни в среде (ВВЭР) lмгн порядка 10-4 сек , их доля равна (1-bэфф), где bэфф –доля запаздывающих нейтронов.
Запаздывающие нейтроны – это нейтроны , которые испускаются продуктами деления, их эффективная доля равна bэф , время жизни 0.1-100 сек. Запаздывающие нейтроны испускаются при распаде ядер-осколков.
Все осколки можно разделить на несколько типов по времени распада. Каждому типу или каналу соответствуют своя постоянная распада li и своя доля (вероятность) bi. Всего по этим каналам выделяются нейтроны с вероятностью 
. Количество испускаемых нейтронов описывается законом радиоактивного распада групп ядер- предшественников dСi = -Сi li dt .
Единицей измерения b’эф являются абсолютные единицы, проценты, обратные часы и обратные секунды, а также особая единица доллар 1$, о чем будет написано чуть позднее.
Дата добавления: 2018-02-18; просмотров: 1053; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!