close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

DIPLOM DIPLOM DIPLOM

код для вставкиСкачать
РЕФЕРАТ
Пояснительная записка на 106 страницах, содержит 11 таблиц, 14 рисунков и 27 литературных ссылок.
Ключевыми словами являются: нейтронно-физические характеристики, расчет эффектов реактивности, активная зона, ТВС, АРК,
гетерогенный реактор, двухгрупповое приближения, микрокампания.
Целью работы является оценка эффективности двухгруппового метода расчета нейтронно-физических характеристик на текущую микрокампанию и сравнение полученных данных, с результатами вычисленных в комплексной программе "ПЕРМАК" 27-ой топливной загрузки 3-го блока Кольской АЭС. Расчеты с использованием эксплуатационных данных сравнивали с данными численного расчета, сравнение показало приемлемую сходимость результатов. Рассмотрены вопросы производственной безопасности проекта, АСР мощности реактора, экономическое обоснование.
Оглавление
РЕФЕРАТ2
ВВЕДЕНИЕ6
1 ОБОСНОВАНИЕ ТЕМЫ ВЫПУСКНОЙ КВАЛИФИКАЦИОНОЙ РАБОТЫ7
2 ОПИСАНИЕ И ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВВЭР-440.8
2.1 ТВС и АРК8
2.2 Пучок с топливом из (UO2) или УГТ.15
2.3 Дистанционирующие решетки19
2.4 Чехлы РК и ТВС21
2.5 Крепежные детали22
2.4 Конструкционные материалы.23
4 ОПИСАНИЕ ВАЖНЕЙШИХ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ВВЭР-44026
3.1 Определение коэффициента размножения.26
3.1.1 Константа 26
3.1.2 Коэффициент использования тепловых нейтронов28
3.1.3 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах34
3.1.4 Вероятность избежать резонансного захвата35
3.2 Определение эффективного коэффициента размножения.39
3.2.1 Длина диффузии.39
3.2.2 Возраст нейтрона.41
3.2.3 Площадь миграции нейтронов.41
3.2.4 Эффективная добавка (э)42
3.2.5 Геометрический параметр.43
3.2.6 Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов44
3.3 Температурные эффекты реактивности реактора45
3.3.1 Температурный эффект реактивности реактора46
3.3.2 Температурный коэффициент реактивности реактора (ТКР)53
3.3.3 Условные составляющие ТЭР и ТКР61
3.3.4 Мощностной ТЭР (ТКР) реактора.63
3.3.5 ТЭР и ТКР теплоносителя68
4 РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ И СРАВНЕНИЕ ИХ С АЛЬБОМ НФХ72
5 ПРОИЗВОДСТВЕННАЯ И ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ НА РАБОЧЕМ МЕСТЕ74
5.1 Производственная безопасность74
5.2 Анализ опасных и вредных факторов75
5.3 Обоснование мероприятий по их устранению (производственная санитария)76
5.4 Электробезопасность78
5.5 Пожарная и взрывная безопасность83
5.6 Защита окружающей среды84
5.7 Мероприятия по защите от радиоактивных выбросов85
5.8 Микроклимат рабочего кабинета85
5.9 Обеспечение санитарных норм по уровню шумов, ионизирующего и электромагнитного излучения87
6 АВТОМАТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ВВЭР-440 ДЛЯ КОЛЬСКОЙ АЭС88
6.1 Описание проектируемой автоматической системы регулирования мощности реактора ВВЭР-44088
6.2 Выбор технических средств для реализации схемы регулирования мощности91
6.2.1 Выбор датчиков температуры91
6.2.2 Формирование каналов измерения расхода91
6.2.3 Выбор регулирующего устройства92
6.2.4 Пусковые устройства94
6.2.5 Исполнительные механизмы95
6.3 Проектирование функциональной схемы АСР95
7 ОПРЕДЕЛЕНИЕ КАПИТАЛОВЛОЖЕНИЙ И ЕЖЕГОДНЫХ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ИЗДЕРЖЕК СИСТЕМЫ "ВВЭР СВШД"97
7.1 Цель проекта и метод поставленной задачи97
7.2 Расчеты капитальных и эксплуатационных издержек98
8 ВЫВОДЫ103
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ104
Приложение А. Заказная спецификация приборов контроля и регулирования107
Приложение Б. Английская часть108
ВВЕДЕНИЕ
Основная задача нейтронно-физического расчета реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям. Выбрав и обосновав конструктивную схему реактора, необходимо далее провести расчет компонентов реактора, в результате которого определяется геометрия активной зоны.
Главная искомая величина в физическом расчете - коэффициент размножения. Для определения оптимального коэффициента размножения физико-нейтронный расчет ведется в Mathcad. Расчетный вариант, отличается от учебной своей сложностью и ведется по реальным эксплуатационным данным. Далее рассчитываются характеристики "горячего" реактора и реактора работающего на мощности на начало компании, определяется температурный коэффициент реактивности. После этого идет сопоставление расчетных данных с эксплуатационными. 1 ОБОСНОВАНИЕ ТЕМЫ ВЫПУСКНОЙ КВАЛИФИКАЦИОНОЙ РАБОТЫ
Расчет нейтронно-физических характеристик на 27 топливную загрузку отличается от раннее использованных учебных методик расчетов своей сложностью, что позволяет уменьшить погрешность результатов.
Проведено сопоставление расчетов с данными эксплуатации 27-ой топливной загрузки реактора третьего блока Кольской АЭС, в котором используются кассеты с начальным обогащением топлива 4.4%.
Результаты сопоставления позволяют заключить, что сохраняется консерватизм расчетных значений температурного коэффициента реактивности и неравномерности в мощности РК. Длительности топливных циклов описываются в расчетах с приемлемой точностью.
Для профилированного топлива усовершенствованной конструкции проведен комплекс теплогидравлических расчетов и обоснованы новые пределы безопасной эксплуатации: коэффициент неравномерности по мощности кассет повышен до 1.37, допустимая температура теплоносителя на выходе из кассет - до 316 - 321С. На стадии проведения расчетов первой переходной топливной загрузки дополнительно контролировалось выполнение ограничений: линейных нагрузок твэгов, "скачков" линейных нагрузок твэлов и твэгов; температуры наиболее горячей струи теплоносителя на выходе из ТВС.
Предполагалось, что энергоблок в ближайшие годы будет работать в базовом режиме, длительность работы загрузки соответствует требованиям АЭС.
2 ОПИСАНИЕ И ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВВЭР-440.
2.1 ТВС и АРК
Активная зона реактора предназначена для регулируемого генерирования тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов теплоносителю первого контура.
Активная зона реактора состоит из 312 РК и 37 кассет АРК, которые могут перемещаться в вертикальном направлении[23]. Активная зона реактора предназначена для эксплуатации в 6-годичном топливном цикле. В переходных загрузках активная зона сформирована профилированными РК со средним обогащением 4.21 % и профилированными РК с уран-гадолиниевым топливом со средним обогащением 4.4%. В стационарных загрузках активная зона сформирована только профилированными РК с уран-гадолиниевым топливом со средним обогащением 4.4 %[1].
Кассета АРК является рабочим органом системы управления и защиты и состоит из двух частей: ТВС (топливной части) и надставки, соединенных промежуточной штангой, которая в свою очередь сцепляется со штангой привода. Кассета АРК выполняет следующие основные функции:
-обеспечивает быстрое прекращение цепной реакции деления в реакторе путем быстрого введения в активную зону поглотителя и одновременным выведением из активной зоны ее топливной части;
-участвует в автоматическом регулировании в целях поддержания мощности реактора на заданном уровне и перевода его с одного уровня мощности на другой;
-компенсирует быстрые изменения реактивности (температурный, мощностной эффекты, отравление и т.д.).
В активной зоне РК и ТВС кассеты АРК располагаются по треугольной решетке с шагом 147±0.3 мм.
Основные технические характеристики РК и кассет АРК, их основных узлов и деталей следующие[2]. Масса урана:
-в РК - (120.2 ± 2.5) кг;
-в ТВС - (115.2 ± 2.5) кг.
Расчетные значения масс:
-общая масса РК - 215кг;
-общая масса кассеты АРК - 330 кг, в том числе :
-ТВС - 220 кг;
-надставка - 110 кг.
Габаритные и присоединительные размеры РК, ТВС и надставки указаны в чертежах.
Профилирование обогащения в поперечном сечении РК с твэлами из диоксида урана (UO2) со средним обогащением 4.21 % и РК с уран-гадолиниевым топливом со средним обогащением 4.4% представлено на чертежах.
В конструкции активной зоны, РК и кассет АРК, ее формирующих, реализованы следующие требования[22]:
а) непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэлов в течение проектного срока службы;
б) обеспечение и поддержание требуемой геометрии и положения твэлов в РК и ТВС, а также положение РК и кассет АРК в активной зоне;
в) обеспечение возможности осевого и радиального расширения твэлов, РК и кассет АРК при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействии топливных таблеток с оболочкой;
г) обеспечение необходимого расхода и теплопередачи;
д) обеспечение прочности при воздействии механических нагрузок в соответствующих проектных режимах;
е) обеспечение вибростойкости при воздействии потока теплоносителя (учитывая перепад давления, пульсацию давления, нестабильность потока, вибрацию);
ж) обеспечение стойкости материалов против коррозионных электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;
з) непревышение заданных значений температуры топлива и оболочки;
и) обеспечение стойкости поглощающих материалов во вкладышах от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, а также динамических воздействий, связанных со срабатыванием аварийной защиты или динамическими нагрузками;
к) обеспечение возможности размещения внутри РК датчиков для контроля энерговыделения; л) обеспечение взаимозаменяемости свежих и частично выгоревших РК и ТВС путем унификации установочных размеров;
м) обеспечение безопасности обращения с топливом, транспортировки его на АЭС и загрузки в реактор;
н) выполнение критериев аварийного охлаждения зоны при всех авариях вплоть до максимально проектной, в качестве которой принят мгновенный разрыв ГЦТ Ду500 с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности с учетом возможности ее превышения за счет погрешностей и допусков системы контроля и совпадающий с полным обесточиванием станции:
1) предотвращение расплавления зоны,
2) перевод активной зоны в подкритичное состояние,
3) возможность послеаварийного расхолаживания активной зоны, а также демонтажа кассет и ВКУ реактора.
Для первой переходной загрузки используются РК с твэлами из диоксида урана (UO2)с номинальным размером чехла "под ключ" 143 мм и РК с УГТ с номинальным размером чехла "под ключ" 145 мм (рис.3.1-3 и рис.3.1-4). Для последующих переходных и стацонарной загрузок используются РК с твэлами из диоксида урана (UO2) с номинальным размером чехла ''под ключ" 145 мм и РК с УГТ с номинальным размером чехла "под ключ" 145 мм[2] . РК состоит из пучка твэлов, ТВЭГОВ, головки, хвостовика и чехловой шестигранной трубы. Твэлы в пучке располагаются по треугольной решетке с шагом 12.2 мм и объединены между собой дистанционирующими решетками "сотового" типа, механически закрепленными на центральной трубе, и нижней опорной решеткой, закрепленной на хвостовике. Верхняя дистанционирующая решетка имеет широкий обод, посредством которого верхняя часть пучка центрируется в верхней части чехловой трубы специально для данной цели предназначенными выступами в шестигранной трубе (пуклевками). Нижняя опорная решетка приваривается к хвостовику, предназначенному для установки РК в днище корзины реактора. В гнездо днища корзины реактора РК устанавливается хвостовиком, опираясь шаровой поверхностью на конусную часть гнезда.
Для ориентации в плане на хвостовике РК имеется фиксирующий палец, а в днище корзины соответствующий паз.
Головка РК жестко по шестигранной поверхности соединена с чехловой трубой. В головке РК имеются два пальца под транспортный захват перегрузочной машины и б подпружиненных упоров, удерживающих кассету от всплытия и компенсирующих тепловые расширения и технологические допуска ВКУ реактора. К нижнему торцу головки крепится защитная решетка. Твэлы закреплены в опорной решетке шплинтующей проволокой. Для компенсации теплового расширения и радиационного роста пучка твэлов относительно опорной решетки конструкция РК обеспечивает возможность удлинения твэлов на 25 мм.
В верхней и нижней частях чехла кассеты в районе головки и хвостовика имеются отверстия диаметром 9 +0.36 мм. (по два на каждой грани), предназначенные для радиальной разгрузки чехловой трубы от перепада давления теплоносителя в случае возникновения максимальной проектной аварии, связанной с разрывом Ду 500.
Рисунок 2.1- ТВС АРК.
Кассета АРК состоит из надставки и ТВС, связанных между собой промежуточной штангой.
Надставка представляет собой сварную конструкцию, внутри которой расположены шестигранные вкладыши из бористой стали,
ТВС кассеты АРК по своей конструкции аналогична РК за исключением следующих отличий: хвостовик снабжен демпфером, чехол ТВС не имеет перфорации, а в головке ТВС нет подпружиненных упоров.
Кассета АРК через промежуточную штангу сцепляется и удерживается штангой привода СУЗ Головка ТВС снабжена захватным устройством байонетного типа с седлом под треугольный фиксатор, обеспечивающий зацепление с промежуточной штангой. Промежуточная штанга, проходя по центру надставки на всю ее высоту, сцепляется с захватным байонетным устройством, расположенном в головке ТВС, при этом фиксирующий треугольный стержень промежуточной штанги входит в седло головки ТВС, исключая тем самым поворот и последующее расцепление ТВС с промежуточной штангой.
В хвостовике ТВС располагается демпфирующее устройство (стакан), которое обеспечивает демпфирование кассеты АРК во всех аварийных режимах вплоть до режима, связанного с обрывом промежуточной штанги. Принцип демпфирования заключается в дросселировании теплоносителя (воды) через зазоры, образующиеся между стержнем, расположенным в днище шахты реактора, и стаканом хвостовика ТВС в момент падения кассеты АРК и посадки стакана на стержень.
Кроме того дросселирование воды происходит еще через отверстие диаметром 3 мм[22], расположенное в днище стакана хвостовика ТВС.
Управление цепной реакцией в. активной зоне реактора осуществляется кассетами АРК путем вертикального перемещения их приводами. Перед началом работы реактора все надставки находятся в активной зоне, а ТВС кассет АРК под активной зоной в демпферных трубах (каналах) днища шахты. При работе реактора все надставки, за исключением регулирующей группы, выводятся из активной зоны, а ТВС кассет АРК вводятся в активную зону. ТВС регулирующей группы кассет АРК частично погружены в активную зону.
Все кассеты АРК разделены на 6 групп. В пределах каждой группы объединено по 6 ТВС, а в одной управляющей группе - 7. Нормальная скорость перемещения кассет АРК в режиме регулирования постоянна и составляет 0.02 м/с. В аварийном режиме при обесточивании электродвигателя и в режиме аварийной защиты скорость движения (падения) кассеты АРК составляет (0,2-0,3) м/с. Расход теплоносителя через пучок РК, ТВС и надставку составляет 100 -130 м3/ч.
Срок службы кассет в реакторе[22]:
-РК - 5 лет;
-ТВС - 4 года, в том числе :
-в управляющей группе - не более 2 лет;
-надставка - не более 10 лет, в том числе:
-в управляющей группе - не более 4 лет.
2.2 Пучок с топливом из (UO2) или УГТ.
Пучок в РК и ТВС с топливом из двуокиси урана (UO2) состоит из 126 твэлов связанных между собой 11-ю (включая верхнюю) дистанционирующими решетками, и одной центральной трубой, на которой дистанинонирующие решетки механически закрепляются. Закрепление дистанционирующих решеток на центральной трубе происходит путем обжатия центральной втулки решетки в пазах центральной трубы. Пучок РК с УГТ состоит из 120 твэлов и 6 твэгов [2]. Твэг по конструкции и геометрическим характеристикам аналогичен твэлу за исключением топлива, которое включает 3.35 % Gd2O3.
Рисунок 2.2 - Пучок с топливом в ТВС.
В процессе эксплуатации в центральной трубе некоторых РК располагаются датчики, обеспечивающие внутриреакторный контроль плотности потока нейтронов. Номинальные размеры центральной трубы: 10.3 мм - наружный диаметр, 8.8 мм -внутренний диаметр.
Номинальный шаг (расстояние) между дистанционирующими решетками 40 мм.
Материал узлов, составляющих пучок (твэлы, решетки, центральная труба) -циркониевый сплав Э110.
Конструкция пучка и дистанционирующих решеток исключает люфты между центрирующими выступами ячеек дистанционирующих решеток и поверхностью твэлов и процессе всего проектного срока эксплуатации РК и ТВС в активной зоне реактора и при транспортировке топлива на АЭС.
2.2.2 Тепловыделяющий элемент и твэг.
Твэл, твэг представляет собой цилиндрическую оболочку (трубу) номинальным диаметром 9.1 мм, заглушенную с торцев заглушками с помощью контактно-стыковой сварки. Внутри трубы находится столб топлива, собираемый из таблеток из диоксида урана или диоксида урана с добавлением 3.35 % Gd2O3 и закрепленный от перемещений пружинным фиксатором. Твэл ТВС кассеты .АРК по своей конструкции аналогичен твэлу РК и отличается от него тем, что для компенсации всплесков нейтронного поля над столбом топлива помещен металлический столбик, что .уменьшает длину столба топлива на 100 мм[22].
Конструкция твэла двухшовной герметизации с помощью контактно-стыковой сварки позволяет производить его сборку, снаряжение топливом и контроль на полностью автоматизированной линии.
Для снижения температуры топлива (за счет улучшения теплопроводности газового зазора между топливной таблеткой и внутренней поверхностью оболочки твэла, твэга) внутритвэльная полость заполнена гелием давлением (0.50.7) МПа.
Для газообразных продуктов деления, выделяющихся в процессе эксплуатации твэла, твэга на мощности, в конструкции твэла, твэга предусмотрен компенсационный объем, расположенный в верхней части твэла или твэга и представляющий из себя свободный объем между нижним торцем верхней заглушки и верхним торцем топливного столба в РК и верхним торцем столбика в твэлах кассет АРК.
Маркировка твэлов, твэгов производится на хвостовике нижней заглушки лазерным способом.
Таблица 2.2.2 Основные характеристики твэлов, твэгов
ХарактеристикаВеличинаНаружный диаметр оболочки твэла, твэга (за исключением районов сварных швов), мм9.1+0.1 0.05Внутренний диаметр оболочки твэла, твэга, мм7.72+0.08Габаритная длина твэла, твэга, мм:2536±3.5Высота топливного сердечника, мм:- твэл, твэг РК2420±10- твэл ТВС2320±10Длина свободного объема твэла. твэга (с пружинным фиксатором), мм:- твэл, твэг РК78 - 93- твэл ТВС78 -93Массовая доля U235 в уране. %:- твэлы РК3.6; 4.0; 4.4- твэлы РК с твэгами4.0; 4.6- твэг РК4.0- твэл ТВС3.6Расчетный радиальный зазор между таблеткой и оболочкой, мм0.13 - 0.26 Концевые детали и оболочка твэлов, твэгов изготавливаются из циркониевого сплава Э110[2]. Столбик и втулочный фиксатор изготавливаются из хромоникелевой нержавеющей стали.
Фиксатор пружинный изготавливается из сплава типа ХН40М5Т2ГЮБР[2].
2.2.3 Таблетка для твэла, твэга.
Топливные таблетки из спеченной двуокиси урана и из двуокиси урана с добавлением 3.35 % Gd2O3 [2] формируют топливный сердечник твэла, твэга соответственно.
Плотность топливных таблеток для твэла и твэга - (10.43 - 10.73) г/см3.
2.3 Дистанционирующие решетки
Все решетки в конструкции кассет можно разделить на три типа: опорные, дистанционирующие и защитные.
Опорная - решетка нижняя с помощью уголков приваривается к хвостовику кассеты и служит для восприятия веса пучка твэлов и закрепления твэлов от их возможного перемещения. Кроме того, опорная решетка имеет необходимое количество проходных отверстий (перфорацию) для потока теплоносителя, поступающего через хвостовик кассеты в пучок. Материал опорной решетки - хромоникелевая нержавеющая сталь.
Дистанционирующие решетки служат для сборки твэлов в пучок и дистанционирования твэлов в кассете в процессе эксплуатации в реакторе. В конструкции кассет предусмотрено одиннадцать дистанционирующих решеток, включая верхнюю. Решетка верхняя РК (рисунок 2 ) имеет широкий обод толщиной 0,8 мм. С помощью данного обода происходит дистанционирование верхней части пучка твэлов относительно выступов чехловой трубы. Решетка верхняя (рисунок 2) ТВС кассеты АРК имеет некоторые отличия от решетки РК, в частности, на широком ободе выполнены пуклевки для радиального закрепления пучка твэлов.
Рисунок 2.3 - Фрагмент дистанционирующей решетки.
Промежуточные дистанционирующие решетки (рисунок 3-9) РК с размером "под ключ" чехла 145мм имеют обод толщиной 0,3мм и размер "под ключ" 140max[2].
Для изготовления ячеек дистанционирующих решеток РК и ТВС применяются трубы Дн (12,2 0,25) мм и (12,4х0,25) мм, соответственно для периферийных и полевых ячеек из циркониевого сплава Э110. Конструкция дистанционирующей решетки представляет собой массив из 126 соединенных точечной сваркой тонкостенных ячеек специального профиля. Вписанный диаметр ячейки составляет 8,88+0,12 мм. Расположение ячеек в дистанционирующей решетке треугольное с шагом (12,30,12) мм. В каждой ячейке имеется три выступа, обеспечивающие фиксацию твэла. В центре дистанционирующей решетки закреплена при помощи сварки центральная втулка, с помощью которой решетка крепится на центральной трубе пучка, выполненной из сплава Э110 с наружным диаметром 10,3 мм и внутренним диаметром 8,8 мм.
Все ячейки по сопряженным граням друг с другом и с втулкой соединены точечной сваркой.
На активной длине кассеты расположено 10 дистанционирующих решеток с шагом 250 мм.
Конструкция и технология изготовления ячеистых дистанционирующих решеток обеспечивают необходимый ресурс упругости по фиксации твэлов в пучке в течение времени эксплуатации кассет в реакторе.
Защитная решетка или сетка располагается на головке кассеты и крепится к ней с помощью сварки. Функционально данная решетка предназначена для выравнивания профиля скоростей потока теплоносителя на выходе из кассеты, а также для предотвращения выноса осколков (частей твэлов) в первый контур реакторной установки в случае возможной фрагментации твэлов в аварийной ситуации. В центральное отверстие сетки РК вставлена втулка, закрепленная сваркой с сеткой. Втулка в РК выполняет роль направляющей для внутризонных датчиков измерений и дополнительным фиксирующим элементом пучка твэлов в радиальном направлении относительно головки кассеты.
В конструкции РК и ТВС предусмотрена одинаковая защитная решетка. Материал защитной решетки - нержавеющая сталь.
2.4 Чехлы РК и ТВС
Толщина листа, идущего на изготовление чехлов для РК и ТВС - 1,5+0,15 мм[2].
Чехол РК представляет из себя трубу шестигранного сечения толщиной 1,4...1,65 мм, длиной (2785(0,5) мм и размером под ключ (145-0,7) мм. На концах чехла находятся отверстия (по одному на каждой грани), предназначенные для крепления чехла к головке и хвостовику РК, и отверстия диаметром 9 мм (по два на каждой грани) для разгрузки чехла при возникновении на нем перепадов давления в случае аварий. На конце чехла, которым он крепиться к головке РК, выполнены пуклевки для дистанционирования пучка твэлов в радиальном направлении. Функциональное назначение чехла - создание силового каркаса, защита пучка твэлов от механических воздействий и организация потока теплоносителя.
Чехол ТВС кассет АРК по конструкции аналогичен чехлу РК, за исключением следующих отличий:
- отсутствуют отверстия диаметром 9 мм;
- на концах чехла находятся по два отверстия на каждой грани, предназначенные для крепления к головке и хвостовику;
- отсутствуют пуклевки на конце, которым чехол крепится к головке;
- к внутренним граням чехла на конце, которым чехол крепится к головке, закреплены точечной сваркой листы из гафния.
Материал чехла - циркониевый сплав Э125 (Zr+2,5%Nb)[2].
2.5 Крепежные детали К крепежным деталям относятся элементы конструкции РК и ТВС, предназначенные для закрепления основных узлов РК и ТВС в процессе сборки механически или с помощью сварки.
К крепежным деталям относятся:
- винты М10 или М12, крепящие чехол к концевым деталям ;
- штифты диаметром 4 мм для контровки крепежных винтов М10 или М12 (для ТВС) ;
- штифты, фиксирующие пружины в головках РК ;
- шплинтовочная проволока, закрепляющая нижние заглушки твэлов в опорной решетке ТВС.
Материал крепежных деталей - хромоникелевая нержавеющая сталь.
2.4 Конструкционные материалы.
В конструкции РК и ТВС кассеты АРК используется сталь типа 12Х18Н10Т (08Х18Н10Т, 06Х18Н10Т), сталь типа ХН77ТЮР и циркониевые сплавы. Стали 12Х18Н10Т, 08Х18Н10Т, 06Х18Н10Т и ХН77ТЮР отличаются высокой коррозионной и радиационной стойкостью, обладают высокими технологическими свойствами [2].
Таблица 2.4.1 Химический состав сталей.
Наименование элементовМассовая доля, %Марка стали06Х18Н10Т08Х18Н10Т12Х18Н10ТХН77ТЮРУглеродНе более 0,06Не более 0,08Не более 0,12Не более 0,07КремнийНе более 0,6Не более 0,6Не более 0,6Не более 0,6МарганецНе более 2,0Не более 2,0Не более 2,0Не более 0,4Хром17,0-19,017,0-19,017,0-19,019,0-22,0Никель9,0-11,09,0-11,09,0-11,0Осн.Титан*5С-0,75С-0,75С-0,82,4-2,8Алюминий---0,6-1,0ВольфрамНе более 0,2Не более 0,2Не более 0,2-МолибденНе более 0,5Не более 0,5Не более 0,5-Ниобий----ВанадийНе более 0,2Не более 0,2Не более 0,2-ЖелезоОсн.Осн.Осн.Не более 1,0Сера0,0200,0200,0200,007ФосфорНе более 0,40Не более 0,40Не более 0,400,015Прочие элементы---Бор не более 0,01
Церий не более 0,02
Свинец не более 0,01 Для оболочек твэлов и дистанционирующих решеток применен циркониевый сплав Zr+1%Nb (Э110), для чехлов РК и ТВС применен циркониевый сплав Zr+(2,5)%Nb (Э-125)[2].
Эти материалы сочетают в себе низкое сечение поглощения нейтронов "теплового спектра", высокую устойчивость к деформации, вызванной перепадами давления и механическими взаимодействиями, высокую коррозионную устойчивость к воздействию теплоносителя, топлива, продуктов деления. Циркониевые сплавы Э-110 и Э-125 хорошо зарекомендовали себя в качестве оболочек твэлов и чехловых труб, что подтверждается значительным опытом эксплуатации реакторов ВВЭР-440.
В качестве оболочек твэлов используются трубы из сплава циркония с 1% ниобия - сплав Э-110. Массовая доля ниобия составляет 0,9 - 1,1%.
Таблица 2.4.1.2 Химический состав сплава (кроме циркония и ниобия).
Наименование элементовМассовая доля, %, не более12Алюминий0,008Берилий0,003Железо0,05Кремний0,02Кальций0,03Медь0,005Марганец0,002Титан0,005Водород*0,0015Свинец0,005Кислород0,1Азот0,006Углерод0,02Гафний0,05Кадмий0,00003Никель0,02Бор0,00005 Молибден0,005Хром0,02* Контролируется в готовом прокате. 3 ОПИСАНИЕ ВАЖНЕЙШИХ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ВВЭР-440
3.1 Определение коэффициента размножения.
Эффективные размножающие свойства активной зоны (характеризуемые величиной kэ) представляют собой сложную комбинацию свойств отдельных сторон нейтронного цикла в реакторе (характеризуемых сомножителями , , , , рз и рт) [21], для того, чтобы понять, от чего и как зависит величина эффективного коэффициента размножения, следует детально выяснить все те факторы, которые определяют величины упомянутых шести сомножителей, рассмотреть, как они влияют на их величины, и только после этого возвращаться к анализу влияния различных зримых, ощутимых для эксплуатационника, факторов на величину эффективного коэффициента размножения и производной от него величины реактивности реактора.
3.1.1 Константа 
Константа  в общем случае - это среднее число получаемых в делениях быстрых нейтронов деления, приходящееся на каждый поглощаемый делящимися под действием тепловых нейтронов ядрами тепловой нейтрон[21]. Характеристика  по данному определению является частным случаем более общего понятия - константы (Е), представляющей собой среднее число нейтронов деления, приходящееся на каждый поглощаемый делящимися нуклидами нейтрон с энергией Е, применительно к тепловым нейтронам, поскольку последние играют определяющую роль в тепловом реакторе.
Делящихся тепловыми нейтронами компонентов в топливе может быть один (уран-235 или плутоний-239), два (уран-235 + плутоний-239), и более [13]. В соответствии с этим топливо ядерного реактора называют однокомпонентным, двухкомпонентным, или многокомпонентным (уран-238, делящийся только быстрыми надпороговыми нейтронами, в расчёт не принимается). В общем случае многокомпонентного топлива величина константы  должна находиться как частное от деления числа быстрых нейтронов деления, полученных в делениях всех делящихся под действием тепловых нейтронов ядер, на число тепловых нейтронов, поглощённых всеми этими делящимися ядрами за один и тот же промежуток времени. В частности - за единичное время и в единичном объёме активной зоны; в этом случае речь будет вестись о легко вычисляемых скоростях генерации и поглощения нейтронов делящимися нуклидами[21]:
(3.1.1.1)
Величина константы  в двух- и многокомпонентных топливах. Реальное ядерное топливо теплового энергетического реактора АЭС в произвольный момент кампании активной зоны представляет собой, как минимум, двухкомпонентную смесь делящихся тепловыми нейтронами нуклидов: урана-235 и плутония-239 (воспроизводимый в очень небольших количествах плутоний-241 в первом приближении можно в расчёт не брать). Величина константы 59 для такого топлива, исходя из общего определения (3.1.1.1), найдется как [16]:
(3.1.1.2)
Выражение (3.1.1.2) показывает, что величину  назвали константой довольно опрометчиво: для двухкомпонентного топлива эта величина определяется не только природой двух делящихся нуклидов, но и соотношением их концентраций в топливной смеси.
При накоплении плутония-239 в тепловых энергетических реакторах величина 59 изменяется вроде бы не столь значительно, о чём свидетельствует рассчитанная по формуле (3.1.1.2) таблица 3.1.1.1 [21].
Таблица 3.1.1.1 Увеличение величины константы 59 c ростом накопления плутония-239 в уран-плутониевой топливной композиции.
N9/N5,%0 5 10 15 20 25 30 35 59 2.0704 2.0728 2.0750 2.0768 2.0785 2.0800 2.0813 2.0825 Но дело не только в том, что величина константы 59 изменяется в процессе кампании реактора с изменением соотношения количеств основного и вторичного топливных компонентов. Получается, что эта (вроде бы, незыблемая ядерная) характеристика зависит ещё и от температуры топлива, то есть не просто от какой-то теоретической величины, а от параметра, непосредственно подконтрольного оператору реактора.
3.1.2 Коэффициент использования тепловых нейтронов
Коэффициент использования тепловых нейтронов - это доля тепловых нейтронов, поглощённых делящимися под действием тепловых нейтронов нуклидами топлива (235U и 239Pu), от общего числа тепловых нейтронов поколения (поглощаемых всеми материалами активной зоны)[21]. Диффузия любого избежавшего утечки из активной зоны теплового нейтрона заканчивается его поглощением, причём часть тепловых нейтронов поглощается ядрами замедлителя, другая часть - ядрами теплоносителя, третья часть - в конструкционных материалах активной зоны, четвёртая - ядрами разжижителя топлива, пятая - ядрами урана-238, и, наконец, шестая - ядрами, делящимися под действием тепловых нейтронов - 235U и 239Pu. Именно эта последняя доля поглощений тепловых нейтронов является потенциально-созидательной, так как эти поглощения имеют хорошие шансы завершиться делениями указанных ядер, в то время как поглощения тепловых нейтронов любыми другими материалами активной зоны заканчиваются бесполезным для дела радиационным захватом.
Приведенное выше определение  дано применительно к общему числу тепловых нейтронов поколения, поглощаемых в активной зоне, но величину коэффициента использования тепловых нейтронов можно выразить и безотносительно к понятию поколения нейтронов как отношение средних скоростей поглощения тепловых нейтронов делящимися нуклидами и всеми материалами единичного объёма активной зоны. Поэтому в самом общем случае[21]:
(3.1.2.1)
где индексами Rai обозначены скорости поглощения тепловых нейтронов: Ra5 - ядрами 235U, Ra9 - ядрами 239Pu, Ra8 - ядрами 238U, Rap - ядрами разжижителя топлива (например, кислорода в UO2), Raкм - ядрами конструкционных материалов активной зоны, Raтн - ядрами теплоносителя, Raз - ядрами замедлителя.
Выражение для скорости реакции поглощения (Rai = ai Ф) нам давно известно, но дело в том, что в гетерогенном реакторе:
- во-первых, каждый материал в активной зоне занимает различный по величине (и по форме) объём;
- во-вторых, распределение величины плотности потока тепловых нейтронов в активной зоне и в объёме каждого материала, как уже известно, существенно неравномерно, а, значит, средние значения плотности потока тепловых нейтронов в объёмах различных материалов активной зоны также будут явно различны.
Величина  в гетерогенной двухзонной цилиндрической ячейке, состоящей из цилиндрического топливного блока, окруженного равномерным слоем чистого замедлителя. Основой регулярной структуры гетерогенной активной зоны является повторяющийся объёмный элемент - ячейка активной зоны.
Это может быть одиночный твэл вместе с относящимся к нему объёмом водного замедлителя (как в ВВЭР-400) Геометрическая форма ячейки может быть разной: прямой шестиугольной призмы (ВВЭР-440)[20]. Для уяснения общих закономерностей распределения плотности потока тепловых нейтронов в реальных ячейках активных зон и для нахождения на этой основе величины коэффициента использования тепловых нейтронов теория реакторов вводит понятие элементарной ячейки - физической модели реальной ячейки, состоящей из цилиндрического топливного блока, окружённого слоем замедлителя равной толщины (Рисунок 3.1.2.1)[21].
Вначале положим для простоты, что топливный блок состоит из чистого металлического урана-235.
z Ф( r ) Топливный блок Замедлитель Направление диффузии ТН
r
dт
dя
Рисунок 3.1.2.1- Элементарная двухзонная ячейка и радиальное распределение плотности потока тепловых нейтронов в ней.
Качественную картину радиального распределения плотности потока тепловых нейтронов в такой ячейке можно представить, исходя из простых рассуждений.
Быстрые нейтроны рождаются в делениях ядер 235U в топливном блоке, но получающиеся из них в результате замедления тепловые нейтроны рождаются в замедлителе - среде с высокой замедляющей способностью (s), но малой поглощающей способностью (a). Вследствие малой поглощающей способности замедлителя рождающиеся в нём тепловые нейтроны вынуждены накапливаться в слое замедлителя до тех пор, пока плотность их не вырастет до такой величины, при которой скорость их генерации не сравняется с суммой скоростей их поглощения и утечки, в итоге чего в замедлителе устанавливается стационарное распределение плотности потока тепловых нейтронов по радиальному направлению - Фз(r) и соответствующее этому распределению среднее по радиусу значение плотности потока тепловых нейтронов .
В топливном блоке, вследствие его малой замедляющей способности и высокой поглощающей способности тепловых нейтронов образуется мало по сравнению с замедлителем, благодаря чему в рассматриваемой двухзонной ячейке однозначно определяется направление диффузии тепловых нейтронов[16].
- радиальное направление из замедлителя (области высокой плотности тепловых нейтронов) в топливный блок (область более низкой плотности их). Поэтому получается, что почти все тепловые нейтроны попадают в топливный блок извне, в результате их диффузии из замедлителя.
В процессе диффузии в замедлителе по направлению к топливному блоку нейтроны, несмотря на естественное сжатие их потока (за счёт уменьшения объёма каждого последующего элементарного слоя с уменьшением его радиуса), частично поглощаются в замедлителе (в любом реальном замедлителе a  0), из-за чего плотность их потока Ф(r) уменьшается с приближением к топливному блоку. Не поглощенные в замедлителе тепловые нейтроны диффундируют в топливный блок, где эффект радиального уменьшения плотности потока с приближением к оси симметрии блока проявляется ещё резче из-за более сильных поглощающих свойств материала топливного блока[20].
Природа топлива и замедлителя в ячейке всё расставляет по своим местам: в соответствии с неодинаковыми поглощающими свойствами топлива и замедлителя распределение плотности потока тепловых нейтронов по радиусу ячейки обретает стационарный характер Ф(r), а вместе с этим распределением - устанавливаются средние по радиусу топлива и замедлителя значения плотности потока тепловых нейтронов, а также локальное значение плотности потока тепловых нейтронов на границе топливного блока с замедлителем - Фп (то есть на поверхности топливного блока). Таким образом, в радиальном распределении плотности потока тепловых нейтронов имеет место значительная неравномерность - относительно небольшая в замедлителе, но довольно существенная - в топливном блоке.
Эти неравномерности можно количественно оценивать по-разному: можно мерой неравномерности избрать отношение наибольшей по радиусу величины Фmax к наименьшей Фmin, а можно - отношение наибольшей величины Фmax к средней по радиусу её величине . Последняя мера намного удобнее при анализе и в расчётах, так как величину  легче находить исходя из средних величин плотностей потока тепловых нейтронов в топливе и замедлителе.
Итак, качественно радиальная неравномерность распределения Ф(r) в двухзонной гетерогенной ячейке обусловлена двумя специфическими гетерогенными эффектами:
а) Эффект уменьшения плотности потока тепловых нейтронов при их диффузии в замедлителе по направлению к топливному блоку, обусловленный поглощающими свойствами реального замедлителя, называемый внешним блок-эффектом.
б) Эффект более значительного уменьшения плотности потока тепловых
нейтронов при их диффузии от периферии к оси топливного блока, определяемый сильными поглощающими свойствами материала топливного блока, называемый внутренним блок-эффектом[21].
Эффекты неравномерности распределения плотности потока тепловых нейтронов по радиусу топлива и замедлителя потому называют блок-эффектами, что в обоих случаях имеет место частичная естественная блокировка внутренних кольцевых слоёв топлива и замедлителя от проникновения в них извне тепловых нейтронов за счёт поглощения их наружными слоями топлива или замедлителя. Блок-эффект в замедлителе потому внешний, а в топливе потому внутренний, что они имеют место соответственно во внешней и внутренней однородных зонах ячейки.
Теперь, когда качественный характер радиального распределения плотности потока тепловых нейтронов более или менее ясен, можно заняться нахождением  в такой двухзонной ячейке. Исходная посылка - общее определение  как отношение скоростей поглощения тепловых нейтронов в объёмах топливного блока (так как он целиком состоит из чистого 235U) и всей ячейки[21]:
= (3.1.2.2)
Здесь Vз и Vт, см3 - объёмы замедлителя и топливного блока в ячейке соответственно, а и , нейтр/см2с - средние по объёму (или по радиусу) значения плотности потока тепловых нейтронов в замедлителе и топливном блоке.
Сравнивая (3.1.2.2) с выражением для коэффициента использования тепловых нейтронов в гомогенной размножающей среде из таких же материалов (3.1.2.2), мы должны заключить, что даже при Vз/Vт = 1 (т.е. если сравнивать величины  в гомогенной и гетерогенной системах с одинаковыми количествами одинаковых топлива и замедлителя) величина  в гетерогенной ячейке оказывается ниже, чем величина  гомогенной смеси из тех же количеств тех же самых топлива и замедлителя. Иначе говоря, в гетерогенном случае имеет место проигрыш в полезном использовании тепловых нейтронов, и этот проигрыш обусловлен тем, что в двухзонной ячейке:
 , или / > 1,
то есть потому, что среднее значение плотности потока тепловых нейтронов в замедлителе двухзонной ячейки выше, чем в топливном блоке. Поэтому величину[21]
(3.1.2.3)
-называют коэффициентом проигрыша.
Коэффициент проигрыша П является мерой уменьшения величины  в гетерогенной ячейке.
3.1.3 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах ( ) - отношение числа быстрых нейтронов, образованных в делениях нейтронами всех энергий к числу нейтронов, образованных в делениях только тепловыми нейтронами[20]:
, (3.1.3.1)
где - условная энергия, отделяющая тепловой диапазон энергий от промежуточного.
Коэффициент характеризует вклад нейтронов деления 238U в общее число нейтронов деления. 3.1.4 Вероятность избежать резонансного захвата
Определение и общие понятия. Второй величиной, определяющей эффективные размножающие свойства реактора, связанной с наличием в активной зоне его ядер 238U, является вероятность избежания резонансного захвата. Позитивной роли урана-238, как о компоненте, делящемся быстрыми надпороговыми нейтронами, в результате чего в этих делениях рождается добавочное количество нейтронов деления, которые включаются в общий цикл размножения, увеличивая значение эффективного коэффициента размножения. С точки зрения одногруппового диффузионно-возрастного приближения этот процесс имеет место в самом начале процесса замедления. В конце же процесса замедления тот же уран-238 выступает в прямо противоположной, негативной, роли - как резонансный захватчик замедляющихся нейтронов, из-за наличия которого часть замедляющихся нейтронов выбывает из цикла размножения, уменьшая величину эффективного коэффициента размножения.
Вероятностью избежать резонансного захвата () называется доля нейтронов, избежавших резонансного захвата при замедлении, от общего числа нейтронов поколения, замедляющихся в объёме активной зоны[21].
Величина  в гетерогенных системах. В гетерогенных реакторах топливо располагается в твэлах отдельно от окружающего их замедлителя. В твэле замедление идёт с очень слабой интенсивностью (замедляющая способность топливной композиции мала), в замедлителе, напротив, вследствие его высокой замедляющей способности замедление нейтронов в резонансном интервале энергий проходит с высокой плотностью, но...
Нейтроны резонансных энергий рождаются в процессе замедления в замедлителе, а в топливном блоке генерация резонансных нейтронов если и идёт, то очень слабо, и поэтому резонансные нейтроны (как и тепловые) поступают в топливный блок извне, из замедлителя. Если в резонансном интервале энергий нейтроны находятся в замедлителе, они со стопроцентной гарантией избегают резонансного захвата, поскольку не соприкасаются с ядрами резонансного захватчика в процессе замедления. Но рождаться в замедлителе, в непосредственной близости от топливного блока, и затем поступать в блок резонансные нейтроны вполне могут, это единственная представимая возможность процесса.
В топливном блоке поступающие из замедлителя нейтроны резонансных энергий и испытывают захват ядрами урана-238, и общее количество резонансных поглощений нейтронов этими ядрами в топливном блоке, очевидно, должно определяться распределением плотности потока резонансных нейтронов по радиусу топливного блока[21].
Фсильн. Фслаб. Рисунок 3.1.4.1- Качественно-различный характер резонансного захвата ядрами урана-238 нейтронов с энергиями сильных (а) и слабых (б) уровней.
Исследователи резонансного захвата в гетерогенных решётках Гуревич и Померанчук, рассуждая приблизительно в таком ключе, сразу же предположили, что резонансное поглощение ядрами 238U на его сильных и слабых уровнях должно иметь качественно-различный характер[20]. Действительно, если ядро 238U взаимодействует с резонансным нейтроном c энергией сильного резонансного уровня, вероятность захвата такого нейтрона очень высока (поскольку среднее микросечение захвата на сильном уровне - большое); если же ядро 238U взаимодействует с нейтроном, обладающим энергией слабого резонансного уровня, то вероятность захвата такого нейтрона - существенно ниже[21]. Отсюда следует, что резонансные нейтроны с энергиями сильных резонансных уровней вряд ли способны глубоко проникать внутрь топливного блока, т.к. с поступлением в топливный блок они сразу же поглощаются в периферийных его слоях; у резонансных нейтронов с энергиями слабых резонансов шансы на проникновение в более глубинные слои топливного блока - значительно выше. Поэтому радиальное распределение плотности резонансных нейтронов с энергиями сильных уровней от периферии к оси топливного блока имеет характер резкого падения до нуля уже в ближайших к поверхности слоях.
Резонансным нейтронам с энергиями слабых резонансов тоже свойственен внутренний блок-эффект, но он значительно слабее, чем при блокированном резонансном захвате[21], и поэтому называется неблокированным резонансным захватом. Нейтроны с энергиями слабых резонансов поглощаются ядрами 238U практически во всём объёме топливного блока, в то время как нейтроны с энергиями сильных резонансов поглощаются только в тонких приповерхностных слоях топлива твэлов.
Кроме того, было учтено, что резонансный захват, в отличие от гомогенных систем, идёт только в объёме топлива (Vт), а в объёме замедлителя (Vз) замедляющиеся нейтроны со 100%-ной достоверностью избегают резонансного захвата. В итоге преобразований из формулы Ферми получено выражение, пригодное для расчёта  в гетерогенных двухзонных ячейках и решётках из них. Одна из частных модификаций этого выражения, справедливая для уран-водных систем, выглядит так[20]:
(3.1.4.1)
Эта формула годна для "чистых" уран-водных ячеек с цилиндрическими блоками диаметром dбл, а также в тех случаях, когда ячейки содержит, кроме воды, ещё несколько дополнительных замедлителей. При наличии нескольких замедлителей величина в знаменателе (sз)резVз будет представлять собой суммарную замедляющую способность всех замедлителей в ячейке[21]:
(sз)резVз=(sз1)резVз1+(sз2)резVз2+...+(sзk)резVзk (3.1.4.2) В формуле (3.1.4.2) первое слагаемое в круглых скобках - значение составляющей эффективного резонансного интеграла, соответствующей слабым резонансным уровням (оно вырождается в константу, равную 3.75), а второе - составляющая ЭРИ по сильным резонансным уровням.
Формула (3.1.4.3) особенно удобна тем, что её в практически неизменном виде можно использовать для вычисления  в ТВС энергетических тепловых реакторов[21]:
(3.1.4.3)
По сравнению с (4.1.4.1) в ней соотношение объемов (Vтк/Vз) заменено равным ему соотношением поперечных сечений (Sтк/Sз) топливной композиции и замедлителя, а вместо диаметра топливного блока dбл подставлена величина диаметра топливной композиции в твэлах[2]:
dтк = dт - 2т,
меньшая величины диаметра цилиндрического твэла на удвоенную толщину оболочки твэла т.
Влияние температуры топлива на величину  в гетерогенных решётках твэлов реакторов учитывается введением доплеровской температурной поправки kт в составляющую блокированного резонансного поглощения, вводимую в неё в качестве отдельного сомножителя. Величина этого корректирующего множителя определяется только величиной средней температуры топливной композиции твэлов в реакторе[16]:
.
3.2 Определение эффективного коэффициента размножения.
Коэффициент размножения в бесконечной среде не может в полной мере описывать жизненный цикл нейтронов в реакторе, поскольку не учитывает их утечку. В реальном ректоре утечка нейтронов играет большую роль в нейтронном балансе. Поэтому, для реактора конечных размеров вводится эффективный коэффициент размножения[21]:
(3.2)
где P - вероятность нейтрону избежать утечки.
3.2.1 Длина диффузии.
Длина диффузии. Ранее вскользь отмечалось, что диффузионная характеристика среды активной зоны, определяющая величину вероятности избежания утечки тепловых нейтронов, должна быть связана со среднеквадратичным пространственным смещением тепловых нейтронов в процессе диффузии таким же образом, как возраст тепловых нейтронов связан со среднеквадратичной длиной замедления. К этому подталкивает почти полная аналогия представлений о процессах замедления и диффузии.
По определению кинетической теории нейтронов:
Квадрат длины диффузии тепловых нейтронов в среде - шестая часть среднего квадрата удаления теплового нейтрона в момент его поглощения от точки его рождения в этой среде[21]:
__ L2 = (1/6) lт2 (3.2.1.1)
И поскольку полученное в кинетической теории значение среднего квадрата пространственного смещения теплового нейтрона при диффузии[21]:
___
lт2 = 2/a tr,
то величины квадрата и самой длины диффузии будут равны:
L2 = и L = (3.2.1.2)
Как видим, квадрат длины диффузии L2 - такая же и по смыслу, и по размерности (см2) характеристика диффузионных свойств среды, какой является возраст тепловых нейтронов т - характеристика замедляющих свойств среды. Длина диффузии среды L (и её квадрат) характеризует её способность давать определённое среднеквадратичное пространственное смещение теплового нейтрона от точки рождения до точки его поглощения.
Поэтому каждому конкретному веществу в нормальных условиях (при t = 20оС или Т = 293К и нормальном атмосферном давлении) свойственна своя, стандартная длина диффузии, например[16]:
- у воды (Н2О) Lo = 2.714 см;
- у графита (С) Lo = 51.2 см;
- у бериллия (Ве) Lo = 22.1 см;
- у оксида бериллия (ВеО) Lo = 30.0 см;
- у тяжёлой воды (D2O) Lo = 171 см и т.д.
Стандартные длины диффузии большинства материалов, используемых в реакторостроении, приводятся в справочниках по ядерным константам.
3.2.2 Возраст нейтрона.
При слабой зависимости коэффициента диффузии и сечений от энергии возраст нейтрона (4.4.7) можно записать[20]:
(3.2.2.1)
Отсюда видно, что имеет размерность см2 и является функцией смещения нейтрона от точки рождения - чем больше интервал (), тем больше возраст нейтрона и тем дальше уходит нейтрон от источника. Несложно показать, что возраст нейтрона связан со средним квадратом смещения замедляющихся нейтронов ( ) соотношением:
(3.2.2.2)
Величина называется длиной замедления. Таким образом, возраст определяет миграцию замедляющихся нейтронов и играет для них роль, аналогичную роли квадрата длины диффузии для тепловых нейтронов. 3.2.3 Площадь миграции нейтронов.
Полное смещение нейтрона от точки рождения до точки поглощения определяется двумя процессами: замедлением до тепловой энергии и диффузией. Средний квадрат расстояния от точки рождения до точки его поглощения равен[21]:
(3.2.3.1)
Величина называется площадью миграции, а - длиной миграции.
Возраст нейтрона, квадрат длины диффузии и, следовательно, площадь миграции в реакторе зависят от используемого замедлителя. Данные по возрасту, квадрату длины диффузии и площади миграции для некоторых наиболее распространенных замедлителей приведены в таблице 3.2.3.
Таблица 3.2.3 Значения , , и для некоторых замедлителей.
ЗамедлительПлотность, г/см2Квадрат длины диффузии L2, см2 Возраст , см2Площадь миграции M2,
см2Легкая вода1,07,327,334,7Тяжелая вода1,11044912310570Графит1,627563523109 Из данных таблицы 3.2.3 следует[21], что миграция нейтронов в реакторе с замедлителем из легкой воды полностью определяется процессом замедления (>>), а в реакторах с замедлителем из тяжелой воды или графита процессом диффузии (>>), что объясняется их малыми значениями сечения поглощения. 3.2.4 Эффективная добавка (э)
Итак, окружение активной зоны реактора бесконечно-толстым слоем хорошего замедлителя, называемого отражателем, даёт возможность уменьшить критические размеры активной зоны и, тем самым, добиться экономии ядерного топлива и конструкционных материалов.
Если диаметр активной зоны Dаз является её полным поперечным размером, то радиус активной зоны Rаз является её поперечным полуразмером.
Поэтому на основании данного определения величина эффективной добавки[21]:
э=R'-Rаз (3.2.4.1)
Здесь R' и Rаз, см - критические радиусы активной зоны без отражателя (в вакууме) и при применении отражателя соответственно.
Или через вертикальные критические размеры - высоты критической активной зоны без отражателя (Н') и с отражателем (Наз):
э=Н'/2-Наз/2 (3.2.4.2)
Таким образом, найдя величину э, можно ответить на вопрос о выигрыше в компактности активной зоны, получаемом за счёт применения отражателя.
3.2.5 Геометрический параметр.
Величины Bг2 в цилиндрической активной зоне гомогенного реактора без отражателя (в вакууме)[20]: (3.2.5.1)
Здесь H' и R'- экстраполированные критические размеры цилиндрической активной зоны без отражателя, и, как уже неоднократно отмечалось, эти размеры мало отличаются от действительных критических размеров активной зоны из-за малости длины линейной экстраполяции d по сравнению с самими этими размерами. Поэтому с некоторой степенью точности H' и R' можно считать действительными критическими размерами активной зоны без отражателя.
С применением отражателя действительные критические размеры активной зоны уменьшаются, как ранее указывалось, на величину 2э:
Наз=Н'-2э иRаз = R' - э (3.2.5.2)
С выражением геометрического параметра критической активной зоны реактора с отражателем: в выражение для геометрического параметра реактора без отражателя (9.3.2) вместо критических размеров Н' и R' формально подставляются размеры (Наз+2э) и (Rаз+э):
(3.2.5.3)
Иными словами, величина геометрического параметра реактора с отражателем Вг2 описываются теми же выражениями, что и в реакторе без отражателя, но в них формальную роль длины линейной экстраполяции d играет величина эффективной добавки э.
3.2.6 Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов pз - это доля нейтронов, избежавших утечки при замедлении, от общего числа нейтронов поколения, начавших процесс замедления в активной зоне. Но величину этой вероятности можно переосмыслить и по-другому[21]:
*) Имеются в виду активные зоны одинакового состава.
Выражение для скорости генерации тепловых нейтронов в реальной активной зоне qт получено в предыдущем пункте. Подходя к величине qт с теми же мерками в рассуждениях, что и к qт, несложно получить:
qт = k aФ (3.2.6.1)
pз = exp (- B2т) (3.2.6.2)
Сравнивая (3.2.6.2) с начальным предположением (3.2.6.1), мы должны согласиться, что гипотеза (3.2.6.1) была не лишена оснований: pз действительно определяется, во-первых, величиной параметра реактора (позже убедимся, что параметр B2 имеет и геометрический смысл), а, во-вторых, - величиной комплексной характеристики замедляющих свойств среды активной зоны реактора, каковой и является возраст тепловых нейтронов (величина, равная шестой части среднего квадрата пространственного смещения замедляющегося нейтрона, то есть пропорционально связанная с величиной квадрата средней длины замедления).
Чем выше величина возраста тепловых нейтронов в реакторе (то есть чем хуже замедляющие свойства среды активной зоны), тем меньше величина вероятности избежания утечки замедляющихся нейтронов, поскольку величина возраста определяет толщину приграничного слоя активной зоны, из которого возможна утечка замедляющихся нейтронов. Чем меньше замедляющихся нейтронов располагают возможностью для утечки, тем выше доля замедляющихся нейтронов, которые останутся к концу замедления в активной зоне (то есть выше величина pз).
3.3 Температурные эффекты реактивности реактора
Величина реактивности реактора[21]:
(3.3)
также является сложной функцией температуры активной зоны реактора.
Поэтому, если представить себе, что реактор запускается (то есть приводится из подкритического состояния в критическое, в котором kэ = 1, а  = 0) при так называемой комнатной температуре (t = 20oC), то ясно, что при дальнейшем разогреве реактор перестанет быть критичным, то есть его реактивность перестанет быть нулевой величиной. А раз так, то при   0 реактор с разогревом без всяких внешних воздействий будет увеличивать свою мощность, а при   0 - наоборот - снижать её. Ясно, что зависимость величины реактивности (t), появляющейся за счёт изменения температуры в активной зоне реактора, не может не интересовать оператора при управлении реакторной установкой. Реагировать на любые изменения реактивности реактора, компенсировать их введением равных величин реактивностей противоположного знака для поддержания постоянного уровня мощности реактора - это как раз его (оператора) профессиональный удел (при дистанционном управлении реактором) или удел системы автоматики управления мощностью (при автоматическом режиме управления).
В практике эксплуатации реакторов влияние температуры на реактивность реактора оценивается с помощью двух ключевых понятий - температурный эффект реактивности (ТЭР) и температурный коэффициент реактивности реактора (ТКР).
3.3.1 Температурный эффект реактивности реактора
Температурным эффектом реактивности реактора при рассматриваемой средней температуре теплоносителя в активной зоне называется величина изменения реактивности реактора при его разогреве от 20оС до этой температуры.Из определения ТЭР сразу следует, что при средней температуре теплоносителя в активной зоне 20оС величина температурного эффекта равна нулю. Этой условностью сразу договоримся определять начало отсчёта величины температурного эффекта.
Поскольку в определении речь идёт об изменении реактивности реактора, величина ТЭР (как и всякая реактивность) обозначается символом t c нижним индексом "t", позволяющим отличать температурный эффект от реактивности любого другого происхождения (например, от реактивности, появляющейся вследствие перемещения органов СУЗ реактора, или изменений реактивности вследствие переотравления реактора ксеноном и т.п.). Почему t, а не t, раз в определении речь идёт об изменении реактивности? - Именно потому, что если t(20oС) = 0, то [21]
t = t(t) - t(20oC) = t(t).
Поскольку из определения ТЭР можно заключить, что величина температурного эффекта - изменяющаяся с температурой величина, нелишне указать в обозначении, какой именно величине температуры соответствует рассматриваемый температурный эффект реактивности, то есть полное обозначение ТЭР, исключающее какую-либо неопределённость восприятия этой величины, должно быть строго математическим - t(t). Наконец, поскольку ТЭР есть изменение реактивности реактора, то и измеряется он в принятых единицах реактивности - а.е.р. (долях от единицы) или в процентах.
В определении ТЭР зафиксировано, что аргументом для функции t(t) принята средняя температура теплоносителя. Почему именно теплоносителя? Не очень глубокие размышления на этот счёт приводят к заключению, что это явно неверно. Хотя бы потому, что температурное поле в гетерогенной активной зоне энергетического ВВЭР очень неоднородно: в топливе твэлов температура выше, чем в оболочках твэлов, а в оболочках твэлов - выше, чем в ядре потока омывающего твэлы теплоносителя. Кроме того, в разных ТВС в силу неравномерности тепловыделения в них, а также в силу действия законов теплопередачи, даже в стационарном режиме температуры в различных материалах распределены по-разному и в различных пределах. А так как каждый материал активной зоны по-своему "отзывается" даже на одинаковые изменения температуры (то есть изменяет свои ядерные и плотностные свойства), это означает, что каждый материал активной зоны даже при одинаковых изменениях температуры вносит в общий температурный эффект реактивности свою лепту температурного изменения реактивности, отличающуюся по величине от вкладов в ТЭР реактора других материалов. При имеющем место в реальных энергетических реакторах неодинаковом разогреве топлива, замедлителя, теплоносителя и других материалов активной зоны вклад каждого материала в общий температурный эффект реактивности реактора тем более неодинаков и даже неоднозначен. Поэтому одно лишь изменение средней температуры теплоносителя не может быть ответственно за полное температурное изменение реактивности всего реактора. Понятно, что температурный эффект реактивности реактора должен определяться некоторой среднеэффективной величиной температуры активной зоны, в которой бы учитывались "весовые коэффициенты" температурных изменений реактивности от каждого из материалов, а также неодинаковость разогрева каждого материала активной зоны.
Для нахождения такой температуры потребовалось бы решить задачу чрезвычайной сложности, более объёмную, чем теплотехнический и нейтронно-физический расчёты всего реактора. Вот почему в качестве определяющей величину ТЭР температуры вынужденно принята средняя температура теплоносителя. Кроме того, преимущество этой температуры перед средними температурами любых других материалов активной зоны заключается в том, что именно она в наибольшей степени определяет величину температуры нейтронов в активной зоне ВВЭР, следовательно, именно она определяет температурные изменения поглощающих свойств всех материалов активной зоны по отношению к тепловым нейтронам.
Наконец, немаловажным является то, что величина средней температуры теплоносителя - наиболее легко контролируемая величина. Несколько термопар, поставленных для измерения температуры теплоносителя на входе и выходе из активной зоны, дают после усреднения результатов измерений более или менее точное представление о величинах входной и выходной температур теплоносителя, а их средняя арифметическая величина[21]: (3.3.1.1)
- даёт достаточно точное представление о среднеэффективной температуре теплоносителя в активной зоне. И хотя от входа к выходу теплоноситель по длине каждой ТВС увеличивает свою температуру не линейно, из-за свойственной энергетическим реакторам относительно небольшой разницы выходной и входной температур ( 35оС) упомянутое среднеарифметическое значение температуры теплоносителя отличается от средневзвешенного (среднеинтегрального) его значения на очень малую величину.
Измерение средней температуры теплоносителя представляет собой гораздо более простую техническую задачу, чем, скажем, измерение даже локальной температуры топлива внутри твэла (для чего потребовалось бы сверлить отверстие в герметичной оболочке твэла для вывода электрического сигнала от микротермопары внутри твэла).
Более того, приняв в качестве аргумента для функции ТЭР среднюю температуру теплоносителя, мы получаем возможность (по крайней мере, с приемлемой погрешностью) экспериментально измерять величину составляющей общего температурного эффекта реактивности, которая определяется только средней температурой теплоносителя (для этого нужно достаточно медленно и равномерно разогревать работающий на минимально контролируемом уровне мощности реактор от постороннего источника тепла с тем, чтобы средняя температура топлива в процессе разогрева незначительно отличалась от средней температуры теплоносителя).
Если эксплуатировать ВВЭР от минимально контролируемой до полной мощности при постоянном расходе теплоносителя, появляется возможность экспериментально измерить величины температурного эффекта реактивности реактора при его медленном или ступенчатом разогреве собственным теплом (путём медленного увеличения мощности реактора, обеспечивающего малую - не более 10оС/ч - скорость разогрева, при которой нестационарный режим разогрева реактора можно с известной степенью точности считать квазистационарным). При этом измеренная экспериментально зависимость t(tт) будет однозначной (по крайней мере, на данный момент кампании), поскольку изменение среднеэффективной температуры топлива на разных уровнях мощности в процессе разогрева реактора будет в силу закономерностей теплопередачи от топлива к теплоносителю однозначно связано с изменением средней температуры теплоносителя.
Аналитическая зависимость величины температурного эффекта реактивности реактора от средней температуры теплоносителя t(tт) является очень сложной функцией. Поэтому использование аналитического выражения t(tт) (допуская, что его можно получить в более или менее годном для использования виде) для оператора реакторной установки было бы неудобным: чем сложнее формула, которая его описывает, тем более громоздкие расчёты приходилось бы вести для решения принципиально очень простой задачи о температурном изменении реактивности реактора.
Но оператору подобного рода задачи решать всё же надо, и надо решать их быстро и, желательно, без громоздких вычислений. Поэтому для практического использования эту зависимость выражают не в аналитической, а в графической форме. Пусть график функции не даёт идеальной точности, но он более нагляден и с практически необходимой точностью нужные задачи позволяет решать буквально в считанные секунды. График функции t(tт) обычно коротко называют кривой температурного эффекта реактора. Хорошо и в удобном масштабе вычерченная (по результатам последних физических измерений) кривая ТЭР позволяет быстро снять величины ТЭР при нужных температурах и сосчитать температурное изменение реактивности реактора при конкретном изменении средней температуры теплоносителя от tт1 до tт2 [21]:
(3.3.1.2)
независимо от того, идёт ли речь о разогреве реактора (tт2  tт1) или о его расхолаживании (tт2  tт1). Следуя формуле (3.3.1.2), мы никогда не ошибёмся в знаке температурного изменения реактивности реактора: положительная величина t означает, что при изменении средней температуры теплоносителя tт = tт2 - tт1 имеет место высвобождение положительной реактивности, а при t  0 - наоборот - потеря реактивности за счёт изменения средней температуры теплоносителя в активной зоне.
Энергетическим реакторам свойственны кривые ТЭР трёх качественных типов (или форм), показанных на рис.3.3.1[21].
Рисунок 3.3.1- Три типа кривых ТЭР, свойственных реальным энергетическим реакторам.
t(tт) I
t2
t
t1
II
tтном
0 tт, оС
20o tт1 tт2
III
Зона рабочих
средних
температур
Зона разогрева
Кривая ТЭР первого типа отличается восходящим до максимума характером с последующим снижением величины ТЭР, но вся она лежит в положительном квадранте величин ТЭР.
Кривая второго типа также имеет немонотонный характер изменения ТЭР; максимум её лежит в области меньших температур; но на убывающем участке она падает до нуля, а затем переходит в отрицательную область изменения величин ТЭР.
Кривая третьего типа имеет монотонный, чисто убывающий характер и целиком располагается в отрицательном квадранте величин ТЭР.
Величины температурного эффекта, как следует из рис.3.3.1, могут быть положительными, отрицательными и даже принимать нулевые значения при некоторых (отличных от 20оС) средних температурах теплоносителя.
Любой энергетический реактор предназначен для работы на мощности при определённой расчётной средней температуре теплоносителя, при которой вся вырабатываемая в стационарном режиме тепловая мощность реактора сбалансирована величинами мощности, отводимой теплоносителем, и рассеиваемой в окружающую реактор среду. Эту температуру называют номинальной средней температурой теплоносителя. Небольшой (как правило, не более  5оС около номинальной температуры) интервал, в пределах которого изменяются величины средних температур теплоносителя в нестационарных (переходных) режимах работы реактора, называют зоной рабочих средних температур.
Температурный интервал от 20оС до наименьшего из значений рабочих средних температур кратко называют зоной разогрева.
Таким образом, для того, чтобы после пуска реактора на минимально контролируемый уровень мощности (МКУМ) окончательно привести его в рабочее состояние (или, как говорят, - ввести его в энергетический режим), его разогревают с ограниченной скоростью путём медленного подъёма его мощности до тех пор, пока средняя температура теплоносителя не достигнет своего рабочего значения. При дальнейшей работе в стационарных режимах величина средней температуры теплоносителя поддерживается постоянной в силу естественных теплообменных и рассеивающих свойств активной зоны реактора, а в переходных режимах - ещё и корректируется средствами автоматики регулирования реактора. Однако, точно выдержать неизменной величину средней температуры в переходных режимах (режимах изменения уровня мощности реактора) не удаётся; именно в таких режимах величина средней температуры теплоносителя отклоняется от своего номинального значения в пределах нескольких градусов. Разница наибольшего и наименьшего значений температур при этом и ограничивает упомянутую выше зону рабочих средних температур.
Величину температурного эффекта реактивности при номинальной средней температуре теплоносителя называют полным ТЭР реактора.
Величина полного температурного эффекта у энергетических реакторов может быть как положительной (кривая I типа), так и отрицательной (кривые II и III типов). Абсолютные величины полных ТЭР могут достигать 23%, а это (как предстоит убедиться далее) - очень большие изменения реактивности, проявление которых может создать ядерно-опасные ситуации.
3.3.2 Температурный коэффициент реактивности реактора (ТКР)
Второй мерой воздействия температуры на реактивность реактора является величина температурного коэффициента реактивности реактора. Температурный коэффициент реактивности реактора при данной средней температуре теплоносителя tт - это изменение реактивности реактора при его разогреве на 1оС сверх этой температуры. Величина ТКР обозначается как t(tт) и измеряется в 1/оС или в %/oC.
Обратим внимание на то, что кривые ТЭР в некоторых интервалах средних температур теплоносителя имеют восходящий, а в некоторых - убывающий характер. Интенсивность возрастания или убывания величины ТЭР (и особенно в зоне рабочих средних температур теплоносителя) не может не интересовать практика, так как это - ответная реакция реактора на каждый градус изменения температуры в его активной зоне, которую оператор для поддержания постоянного уровня мощности обязан скомпенсировать (вручную или с помощью средств автоматики) путём введения в активную зону подвижных поглотителей или, наоборот, извлечения их из зоны.
Предположим, реактор разогревается от некоторой температуры tт1 до более высокой температуры tт2 на tт = tт2 - tт1 градусов, и при этом температурное изменение реактивности реактора составило t = t(tт2) - t(tт1). Следовательно, среднее температурное изменение реактивности реактора на каждый градус этого интервала составит[21]:
Но это - только средняя величина изменения функции t(tт) в указанном интервале изменения температур. Локальное же значение этой величины (то есть её значение не в каком-то интервале, а при конкретном значении температуры tт) должно, очевидно, находиться как предел отношения t к tт при стремлении последнего к нулю[21]:
, (3.3.2.1)
то есть получается, что локальная величина температурного коэффициента реактивности t(tт) при любой рассматриваемой температуре tт - есть не что иное как первая производная функции температурного эффекта реактивности по средней температуре. Вот почему температурный коэффициент реактивности называют дифференциальной мерой оценки влияния температуры на реактивность, в отличие от температурного эффекта реактивности[20]:
(3.3.2.2)
который является интегральной мерой оценки этого влияния.
Так как первая производная функции, как известно, интерпретируется тангенсом угла наклона касательной в рассматриваемой точке её графика, то положительный знак t при рассматриваемой температуре tт (или в интервале температур dtT около tт) - свидетельство того, что функция t(tT) в этом интервале с ростом температуры возрастает, а если t  0, то она, наоборот, - убывает.
Следовательно, на кривых ТЭР I и II типов, в интервалах температур от 20оС до температур, соответствующих максимумам величины ТЭР, величины t положительны, а во всём остальном диапазоне температур - отрицательны. В точках максимума величина t = 0 (как и полагается производной любой функции в точках её экстремума). На кривой ТЭР III типа величина t  0 во всём диапазоне изменения средних температур теплоносителя.
Оператору довольно часто приходится оценивать температурные изменения реактивности при сравнительно небольших (в пределах нескольких градусов) изменениях средней температуры (tт). Кривой ТЭР в этом случае пользоваться неудобно, поскольку она чаще всего вычерчивается в довольно грубом масштабе (510оС на одно деление по оси температур), и попытка визуально снять с кривой ТЭР малое изменение интегральной эффективности может обернуться большой относительной погрешностью из-за недостаточной остроты зрения или недостаточного качества исполнения графика кривой ТЭР. В этом случае для более или менее точного нахождения величины t пользуются свойством монотонных функций, что в небольших интервалах изменения аргумента любая монотонная нелинейная зависимость мало отличается от линейной. И находят температурное изменение реактивности по формуле[21]:
tt(tт) . tт (3.3.2.3)
Разумеется, для этого нужно знать величину t при температуре tт. Поэтому для нахождения t при небольших (менее 10оС) изменениях средних температур теплоносителя пользуются формулой (3.3.2.3), а при больших изменениях температур, в пределах которых нелинейностью функции пренебрегать нельзя, - формулой (3.3.2.1).
Температурные изменения реактивности реактора - это по существу изменения его эффективных размножающих свойств, измеряемых величиной эффективного коэффициента размножения, так как величина реактивности реактора[21]:
при очень близких к единице величинах kэ (что действительно в процессе реальной эксплуатации реакторов) - прямая функция от kэ (чем больше величина kэ, тем больше величина ); более того, в таких условиях функция (kэ) - практически прямо пропорциональная (во сколько раз больше kэ - во столько же раз больше ).
Поэтому вопрос, будет ли функция ТЭР t(t) с ростом температуры возрастать или убывать, равнозначен вопросу о том, будет ли возрастать или убывать при тех же температурных изменениях величина kэ. Иначе говоря, форма зависимостей t(t) и kэ(t) - одинакова, и графики этих зависимостей имеют одинаковый качественный вид.
Величина эффективного коэффициента размножения, как известно, представляется в виде произведения шести сомножителей:
kэ =     рз рт ,
температурная зависимость у каждого из которых - своя, а потому вклад каждого из них в общий эффект температурного изменения величины kэ (а, значит, и в общий ТЭР) неодинаков.
Возьмём, к примеру, коэффициент размножения на быстрых нейтронах (). Его величина в тепловых энергетических реакторах "зажата" в очень узких пределах (от 1.03 до 1.05), и каков бы ни был характер температурных изменений (t), она не выходит за рамки этих пределов. Наименьшее значение  (каким бы оно ни было) всегда будет соответствовать "холодному" реактору, наибольшее - разогретому до максимальной температуры теплоносителя из интервала рабочего диапазона. Значит, в диапазоне полного разогрева реактора относительное увеличение  не превысит 2%. На те же 2% возрастут и величины kэ и t вследствие температурного возрастания  в этом диапазоне разогрева теплоносителя в реакторе. Поэтому температурным изменением  (по крайней мере, при анализе в первом приближении) можно пренебречь.
Можно на подобных основаниях исключить из рассмотрения слабую температурную зависимость величины вероятности избежания утечки тепловых нейтронов рт(t), величина которой при наличии в реакторе отражателя эффективной толщины всегда (при любых температурах) выше 0.99, и, следовательно, при любых изменениях температур активной зоны её относительное изменение не превысит 1%.
Можно, наконец, в первом приближении пренебречь и температурной зависимостью вероятности избежания утечки замедляющихся нейтронов, величина которой (равная рз = ехр(-В2т))[21] даже при существенных температурных изменениях возраста тепловых нейтронов в больших реакторах (к которым, безусловно, относятся реакторы АЭС) уменьшается с ростом температуры теплоносителя не более, чем на 1%. Чего никак нельзя сказать о температурных зависимостях двух оставшихся сомножителей величины эффективного коэффициента размножения - коэффициента использования тепловых нейтронов () и вероятности избежания резонансного захвата (): обе эти величины даже при относительно небольшом изменении средней температуры активной зоны изменяются очень существенно, причём изменяются в разные стороны: зависимость (t) с ростом температуры является возрастающей, а зависимость (t) - наоборот - убывающей (рис.3.3.2)[21]: Рисунок 3.3.2 - К пояснению качественной зависимости формы кривой ТЭР от формы температурной зависимости произведения .


 


t, oC
I
II
III
Такие кривые температурного изменения величины произведения  (и, следовательно, и соответствующие им формы кривой ТЭР) могут быть получены экспериментально при медленном разогреве реактора от постороннего источника тепла (настолько медленном, чтобы средняя температура топлива успевала "вплотную" следовать за средней температурой теплоносителя).
Крутизна изменения кривых (t) и (t) при заданных размерах активной зоны реактора определяется только совокупностью материалов, из которых скомпонована активная зона. Причём  определяется в большей степени поглощающими и диффузионными свойствами среды активной зоны, то есть практически относительной насыщенностью активной зоны поглотителями тепловых нейтронов (числом ядер сильных поглотителей тепловых нейтронов, приходящихся на одно ядро 235U) и относительной насыщенностью её замедляющими материалами (так как они в гетерогенном реакторе тоже определяют диффузионные свойства среды активной зоны). Чем больше активная зона насыщена поглотителями тепловых нейтронов, тем ниже значение  при 20оС и тем более полого поднимается кривая (tт) с ростом температуры tт. Поэтому, варьируя соотношением топливных, поглощающих и замедляющих материалов активной зоны, можно подобрать форму кривой (tт), тем самым определяя в нужной степени и форму кривой реактора.
Величина  определяется соотношением количеств резонансного поглотителя (главным образом, 238U) и замедлителя в активной зоне. То есть в реакторах АЭС, которым свойственно использование топлива низких обогащений, она больше зависит от рода и количества применяемого замедлителя, чем от величины обогащения топлива. Чем выше насыщенность активной зоны замедлителями, тем выше значение  при 20оС и тем круче снижается с ростом температуры теплоносителя кривая (tт). Значит, и здесь есть возможность, варьируя величиной уран-водного отношения, задавать форму кривой (tт), влияющей на форму кривой ТЭР.
Наконец, поскольку величины  и  определяются не только температурой замедлителя-теплоносителя, но и температурой топлива, формы зависимостей (tт) и (tт) должны зависеть ещё и от того, на какую топливную композицию рассчитывается реактор (высокотемпературную или низкотемпературную). Чем выше расчётная рабочая температура топлива, тем больше она отличается от средней температуры теплоносителя, и тем круче изгибается вниз зависимость (tт) за счёт действия эффекта Доплера в зоне разогрева и в зоне рабочих средних температур теплоносителя. И чем выше температура топлива, тем выше пойдёт кривая (tт) за счёт температурной разблокировки твэлов (то есть за счёт более резкого температурного уменьшения коэффициента экранировки F). Температурная зависимость произведения  = f(t), как видно из рис.10.3, имеет максимум, положение которого в температурном интервале разогрева реактора по существу и определяет форму кривой ТЭР:
- если активная зона скомпонована из таких материалов, что максимум произведения  = f(t) лежит намного правее 20 оС (во второй половине температурного интервала разогрева реактора), то такому реактору будет соответствовать кривая ТЭР I типа (произведение  = f(t), величины kэ(t) и (t) вначале растут, достигая максимума, а затем снижаются но так, что при номинальной температуре теплоносителя они не опускаются до начальных своих значений при tт = 20оС);
- если реактор собран из таких материалов, что максимум зависимости  = f(t) находится в первой половине интервала разогрева (практически ниже температуры 130 - 140оС), такому реактору будет свойственна кривая ТЭР II типа (произведение  = f(t), величины kэ(t) и (t) вначале растут, достигая максимума, а затем снижаются но так, что при номинальной рабочей температуре теплоносителя они падают ниже начальных своих значений при tт = 20оС);
- если подбор материалов активной зоны реактора таков, что максимум зависимости  = f(t) отсутствует, этот реактор будет обладать температурной характеристикой реактивности III типа - кривой ТЭР, монотонно убывающей во всём интервале средних температур теплоносителя.
Конечно, такой ответ на вопрос о факторах, определяющих форму кривой ТЭР, не блещет инженерной определённостью. Для конструктора нужны более однозначные сведения: из каких материалов, с какими их свойствами, в каких их соотношениях и как строить активную зону реактора с оптимальной кривой ТЭР, с отрицательным ТКР нужной величины в зоне рабочих температур.
Эксплуатационника больше волнуют вопросы:
- Как меняется форма кривой ТЭР и величина ТКР в процессе кампании?
- В какую сторону в процессе кампании меняется величина ТКР? (с подтекстом: надо ли ждать опасного уменьшения абсолютной величины ТКР или, того хуже, изменения знака величины ТКР на положительный?).
- Какими средствами можно в условиях нормальной эксплуатации воздействовать на величину ТКР, чтобы поддерживать её в оптимальных пределах?
3.3.3 Условные составляющие ТЭР и ТКР
Плотностная и ядерная составляющие ТЭР. Величина ТЭР, как отмечалось, является сложной комбинацией температурных зависимостей ,,,, В2,т, L2. Каждая из этих величин является в конечном счёте сложной функцией различных макроскопических сечений компонентов активной зоны реактора по отношению к быстрым, замедляющимся и тепловым нейтронам. Следовательно, суммарная температурная зависимость реактивности реактора (= ТЭР) в конечном счёте определяется сложной совокупностью температурных зависимостей макросечений компонентов активной зоны.
Но величина любого макросечения есть произведение соответствующего эффективного микросечения на величину ядерной концентрации компонента, следовательно[21]:
совокупная температурная зависимость реактивности реактора от температуры сводится к совокупности температурных зависимостей величин различных микросечений (характеристик ядерных свойств среды активной зоны) и температурных зависимостей плотностных свойств материалов активной зоны.
В таком представлении, используя известный математический приём, полную величину ТЭР при любой рассматриваемой температуре можно разделить на две условные составляющие[21]:
(3.3.3.1)
Первая составляющая ТЭР, а именно:
Изменение реактивности реактора при его разогреве от 20оС до рассматриваемой температуры t, обусловленное температурным изменением плотности материалов активной зоны, взятое при условии независимости от температуры величин микросечений компонентов активной зоны, называют плотностной составляющей температурного эффекта или просто - плотностным ТЭР.
Вторая составляющая - наоборот:
Изменение реактивности реактора при его разогреве от 20оС до рассматриваемой температуры t, обусловленное температурным изменением микросечений компонентов активной зоны, взятое при условии независимости от температуры величин плотностей материалов активной зоны, называют ядерной составляющей температурного эффекта или просто - ядерным ТЭР (кратко - ЯТЭР, обозначение t ).
То есть (3.3.3.2)
Точно так же можно рассуждать и величине температурного коэффициента реактивности и представить его в виде суммы аналогичных условных составляющих[21]:
(3.3.3.3)
Подчеркнём ещё раз: обе составляющие ТЭР (ТКР) являются условными. Ибо невозможно себе представить, разогрев реактора приводил только к температурному изменению плотности его материалов, не затрагивая при этом величин микросечений, или, наоборот, - к избирательному температурному изменению величин микросечений компонентов без температурных изменений плотности материалов реактора. Так не бывает, и оба канала температурного влияния на реактивность реактора действуют всегда вместе и синхронно.
Практическая полезность разделения ТЭР (ТКР) на плотностную и ядерную составляющие состоит в том, что вычисление величин каждой из них для конкретного реактора при любой температуре - намного проще и выполняется с существенно меньшими затратами вычислительного труда, чем расчёт всего ТЭР (ТКР) в целом.
Однако, использование этого приёма даёт пищу для анализа и инженеру-эксплуатационнику реакторной установки. 3.3.4 Мощностной ТЭР (ТКР) реактора.
ТЭР важен не столько при разогреве реактора (хотя и это нельзя игнорировать), сколько при работе реактора в энергетических режимах, так как именно в них величина отрицательного ТКР обеспечивает нужные устойчивость и регулируемость реактора. Во-вторых, важные для нас температурные изменения реактивности в работающем реакторе и возникают, по сути дела, именно при изменениях уровня мощности реактора. Поэтому для эксплуатационника было бы вполне достаточным (и намного более простым) иметь только одну рабочую характеристику реактора - зависимость реактивности от тепловой мощности  = f(Np). Такая характеристика действительно имеется. Аналогично определению ТЭР:
Мощностным эффектом реактивности реактора на данном уровне его мощности (Np) называют величину изменения реактивности, возникающего в разогретом до номинальной средней температуры теплоносителя реакторе вследствие подъёма его тепловой мощности от 0 (от МКУМ) до данного уровня Np [20].
И аналогично определению ТКР:
Мощностным коэффициентом реактивности реактора на данном уровне его тепловой мощности называется изменение реактивности в разогретом до номинальной средней температуры теплоносителя реакторе при подъёме его тепловой мощности на 1 МВт сверх данного уровня. МЭР и МКР обозначаются соответственно и и измеряются соответственно в % и %/МВт. Они (как и ТЭР с ТКР) представляют собой интегральную и дифференциальную меры влияния мощности реактора на его реактивность и взаимосвязаны аналогичными зависимостями [21]:
, (3.3.4.1)
. (3.3.4.2)
Хотя мощностной эффект (и коэффициент) реактивности имеют своё специфическое название и обозначение, не будем забывать, что их происхождение - температурное. По существу, это - определяемая температурой топлива доплеровская составляющая температурного изменения реактивности, но поставленная в соответствие не температуре топлива, а другому аргументу - тепловой мощности реактора. При неизменной средней номинальной температуре теплоносителя изменение мощности приводит к изменению средней температуры топливной композиции. Последнее воздействует на размножающие свойства реактора, главным образом, через доплеровское изменение величины  (вероятности избежания резонансного захвата замедляющихся нейтронов). Изменение с температурой топлива величины коэффициента использования тепловых нейтронов  хотя и имеет место, но оно меньше Доплер-эффекта примерно на два порядка величины, поскольку оно определяется не столько температурой топлива, сколько температурой нейтронов, которая, в свою очередь, зависит не столько от температуры топлива, сколько от средней температуры замедлителя-теплоносителя в ВВЭР. Вот почему мощностное температурное изменение реактивности реактора часто называют доплеровским.
И ещё об одном распространённом названии. МЭР (МКР) определяются самой динамично изменяющейся температурой в реакторе - температурой топлива, и мощностное изменение реактивности в реакторе происходит безынерционно, практически отслеживая без запаздывания величину мощности и величину средней температуры топлива. Поэтому МКР часто называют быстрым мощностным коэффициентом реактивности. Это делается в тех случаях, когда требуется отличить чисто мощностное изменение реактивности от полного изменения реактивности, вызываемого изменением мощности реактора и дополняемого (с некоторым запаздыванием) изменением реактивности, обусловленным изменением средней температуры теплоносителя.
Расчёт мощностных изменений реактивности реактора производится по стереотипной формуле[21]:
, (3.3.4.3)
в которую величины мощности подставляются в МВт, а величина МКР извлекается из располагаемой оператором рабочей документации.
При этом следует иметь в виду, что МКР - величина не постоянная, а зависящая от уровня мощности реактора, поэтому в (4.3.4.3)подставляется среднее в интервале изменения мощности значение МКР. Это значение находится следующим образом. Оператор из рабочей документации (из графиков или таблиц) может без особых затруднений извлечь достоверное на данный момент кампании значение МКР на номинальном (100%-ном) уровне мощности реактора - . На нулевом уровне мощности величина МКР меньше указанной величины, но она не равна нулю, а составляет приблизительно третью часть от величины МКР на полной мощности реактора. Полагая, что в интервале от 0 до номинальной мощности текущее значение N возрастает по линейному закону (а это практически так и есть), величина МКР на исходном уровне мощности (Np1) найдётся как[20]:
.
Аналогично величина МКР на конечном уровне мощности Np2:
,
и поэтому среднее значение МКР в интервале изменения мощности (Np1, Np2):
. (3.3.4.4)
*) Здесь значения уровней мощности Np1 и Np2 подставляются в % Npном.
Таким образом, для того, чтобы рассчитать изменение реактивности за счёт изменения уровня мощности реактора от Np1 до Np2 в данный момент кампании, для расчёта среднего значения МКР требуется извлечь из рабочей документации только достоверное на этот момент кампании значение МКР на номинальной мощности реактора. Удобнее всего для этой цели пользоваться имеющимся в распоряжении оператора рассчитанным графиком, качественный вид которого показан на рис.3.3.4.
Рисунок 3.3.4 - Величина МКР реактора на номинальной мощности в различные моменты кампании.
N, %/МВт 50 100 150 200 250 300 W, эф.сут.
0
- 3 . 10-4
- 6 . 10-4
Из сказанного эксплуатационнику полезно взять на заметку следующее.
1. С точки зрения устойчивости работы реактора на мощности сказанное ранее об условии обеспечения этой устойчивости полностью касается и МКР: в разогретом до номинальной температуры реакторе мощностной коэффициент реактивности должен быть обязательно отрицательным. 2. Абсолютная величина МКР на малых уровнях мощности реактора всегда меньше, чем на больших мощностях. Это значит, что с ростом мощности реактора его устойчивость растёт. И опасаться недостаточно устойчивой работы реактора следует именно на МКУМ и малых уровнях мощности.
3. В процессе кампании величина отрицательного МКР реактора монотонно увеличивается. Следовательно, снижения устойчивости реактора в процессе кампании можно не опасаться.
3.3.5 ТЭР и ТКР теплоносителя
Во всём диапазоне изменений средней температуры теплоносителя - от 20оС до наибольшей температуры рабочей зоны - изменение реактивности ВВЭР происходит за счёт изменений ядерных свойств теплоносителя (микросечений поглощения воды и содержащейся в ней борной кислоты) и изменений плотности воды, которые, кстати имеют место не только с изменением температуры воды, но и давления в реакторе.
Законы передачи тепла от топлива к теплоносителю на разных уровнях мощности реактора ставят в более или менее жёсткое соответствие величины средних температур топлива и теплоносителя[21]:
.
Следовательно, соотношение мощности и средней температуры теплоносителя:
определяется в конкретном реакторе соотношением средних температур топливной композиции и теплоносителя (), которое опять-таки определяется только тепловой мощностью реактора. А, значит, величину полного ТЭР (ТКР) реактора принципиально можно было бы поставить в соответствие с величиной уровня мощности. Чего, к сожалению, не получается, потому что:
- во-первых, одна и та же величина тепловой мощности реактора
может обеспечиваться при различных комбинациях расходов теплоносителя Gтн и подогревов его в активной зоне (), а, значит, в этих комбинациях (учитывая нелинейный характер роста температуры теплоносителя от входа к выходу активной зоны) будет меняться и средняя температура теплоносителя , не говоря уже о среднеэффективной температуре активной зоны;
- во-вторых, величины средних температур топлива и теплоносителя зависят от характера распределения энерговыделения по высоте реактора, а, значит, и от характера вертикальной составляющей нейтронного поля в активной зоне (а это - довольно изменчивая в процессе кампании характеристика). Именно эта неоднозначность зависимости (Np), её изменчивость в различных условиях эксплуатации реактора вынуждает пользоваться в физических расчётах различными составляющими ТЭР (ТКР). Потребность в расчётах при различных расходах теплоносителя, при различных средних температурах теплоносителя и в различные моменты кампании активной зоны диктует потребность в точном знании таких составляющих ТЭР (ТКР), которые можно было бы корректно измерить в рабочих условиях эксплуатации реактора. С этой целью весь ТЭР (ТКР) ВВЭР с высокотемпературным топливом делят на две материальные составляющие - ТЭР (ТКР) топлива и ТЭР (ТКР) теплоносителя.
Температурный эффект топлива проявляется при температурах топлива, существенно превышающих величины средних температур теплоносителя, что в условиях реальной эксплуатации ВВЭР имеет место при работе реактора на мощности. Поэтому учитывать изменения реактивности, обусловленные только температурой топлива, во всех отношениях удобнее не как функцию изменения средней температуры топлива (последнюю рассчитывать достаточно непросто), а как функцию изменения величины мощности реактора. Температурный эффект теплоносителя проявляется при разогреве теплоносителя от 20оС вплоть до самых больших средних его температур. Теоретически он действует независимо от температурного эффекта топлива, если в процессе разогрева теплоносителя сохраняется неизменной средняя температура топлива. При реальной эксплуатации реактора его действие можно проследить и зафиксировать в процессе очень медленного разогрева критического на МКУМ реактора от постороннего источника тепла. Именно так производится измерение температурного коэффициента реактивности теплоносителя: разогрев со скоростью не более 10оС/час при поддержании реактора на МКУМ гарантирует непревышение средней температуры топлива над средней температурой теплоносителя и практически нулевое мощностное изменение реактивности реактора. Температурный коэффициент реактивности теплоносителя (t) в наиболее важном интервале средних температур теплоносителя - выше 278оС - отрицателен и с ростом температуры увеличивается по абсолютной величине приблизительно по линейному закону (рис.3.3.5.1).
Рисунок 3.3.5.1- Зависимость ТКР теплоносителя ВВЭР-440 в интервале температур 275 - 300оС.
t, %/оС
275 280 285 290 295 300
0
t,o
- 0.010
- 0.015
- 0.020
- 0.025
До температуры 279 - 280оС разогрев ВВЭР-440 обеспечивается за счёт джоулева тепла от работающих ГЦН. Выше этой температуры реактор разогревается собственным ("ядерным") теплом. Поэтому экспериментально в начале кампании определяется минимальная величина ТКР теплоносителя именно при этой температуре.
В распоряжении оператора всегда имеется расчётная кривая ТКР теплоносителя при номинальной средней температуре теплоносителя в различные моменты кампании (в зависимости от величины энерговыработки W), качественный вид которой показан на рис.3.3.5.2.
Рисунок 3.3.5.2- Изменение ТКР теплоносителя при номинальной средней температуре в процессе кампании.
50 100 150 200 250 300 W, эф.сут
0
- 0.02
- 0.04
- 0.06
Таким образом, совместное изменение реактивности за счёт изменений мощности реактора и средней температуры теплоносителя (в пределах указанного интервала) найдётся как (3.3.5.1)
Для получения корректных результатов расчёта значения МКР и ТКР теплоносителя желательно усреднять для интервалов изменения мощности реактора и средней температуры теплоносителя соответственно.
4 РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ И СРАВНЕНИЕ ИХ С АЛЬБОМ НФХ
В результате выполнения дипломной работы были проработаны следующие вопросы: - в основном разделе произведена оценка важнейших нейтронно-физических характеристик в двухгрупповом приближении на 27-ю топливную загрузку гетерогенного реактора ВВЭР-440;
- При разработке основного вопроса были проведены следующие расчеты:
- нейтронно-физический расчет реактора на холодное состояние;
- нейтронно-физический расчет реактора на горячее состояние;
- теплогидравлический расчет с новыми пределами безопасности;
- нейтронно-физический расчет параметров размножающей среды для реактора работающего на мощности на начало кампании;
- расчет эффектов реактивности реактора;
- проведена оценка данного метода и его эффективность;
Для наглядности сравнения и анализа, полученные результаты сведем в таблицу 4. Таблица 4 - Сводная таблица характеристик активной зоны
ПараметрЗначение, полученное расчетомРеальное значение для реактора ВВЭР-440Различие результатов в %Водо-урановое отношение1.7591.760.05Избыточный коэффициент реактивности (холодное сотояние)15.114.26.33Мощностной эффект реактивности на начало компании-1.95-2.044.61Мощностной коэффициент реактивности, 10-5-1.42-1.2711.81
Анализируя полученные результаты можно сделать следующий вывод: -результаты расчетов нейтронно-физических характеристик в двухгрупповом приближении на текущую микрокампанию имеют приемлемую точность в сравнении расчетными значениями, полученных по комплексной программе ПЕРМАК, в которой расчет нейтронно-физических характеристик проводится по четырехгрупповой методике, учитывающей трехмерную геометрию. Погрешность оценки характеристик по этой программе составляет ±10%, а отличие "ручного" счета от проектных значений составляет 6.33%-15%;
В целом можно сказать, что применение данного метода позволит значительно улучшить учебный расчет нейтронно-физических характеристик активной зоны.
Простота и наглядность данной методики позволяют без применения трудоемких расчетов получить с достаточной степенью точности результат.
5 ПРОИЗВОДСТВЕННАЯ И ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ НА РАБОЧЕМ МЕСТЕ 1. 5.1 Производственная безопасность
Охрана труда - это система законодательных актов, социально-экономических, организационных, технических, гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий и средств, обеспечивающих безопасность, сохранение здоровья и работоспособности человека во время труда.
Полностью безопасных и безвредных производств не существует. Задача охраны труда - свести к минимальной вероятность поражения или заболевания работающего с одновременным обеспечением комфорта при максимальной производительности труда. Реальные производственные условия характеризуются, как правило, наличием некоторых опасных и вредных факторов.
Опасным производственным фактором называется такой фактор, воздействие которого на работающего в определенных условиях приводит к травме или другому внезапному, резкому ухудшению здоровья.
Вредным производственным фактором называется такой фактор, воздействие которого на работающего в определенных условиях приводит к заболеванию или потере работоспособности.
Примерами опасных факторов могут служить открытые токоведущие части оборудования, движущиеся детали машин и механизмов, раскаленные тела, возможность падения с высоты самого работающего либо деталей и предметов, наличие емкостей со сжатыми или вредными веществами и т.д.
Примерами вредных факторов являются вредные примеси в воздухе, неблагоприятные метеорологические условия, лучистая теплота, недостаточное освещение, вибрация, шум, ультра и инфразвук, ионизирующее и лазерное излучение, электромагнитные поля, повышенные напряженность и тяжесть труда, наличие вредных микроорганизмов и насекомых и т.д.
В большинстве случаев в работе используются различные электрические приборы. Данная дипломная работа не стала исключением. Выявив основные, возможные источники травматизма, пред началом работы был проведен ряд организационных мероприятий, направленных на снижение вероятности возникновения несчастных случаев. В частности были проведены вводные инструктажи по электро и пожаробезопасности, сданы экзамены на допуск к работе, а также был прослушан первичный инструктаж на рабочем месте.
В данной дипломной работе производился расчетный анализ распространения водорода в объеме герметичных помещений, определение мест и характеристик возможного горения водородной смеси. При выполнении поставленных задачей использовался компьютер, который является потребителем электрического тока, поэтому во время проведения работы существовала вероятность поражения электрическим током, а также не исключалась возможность возникновения пожара.
5.2 Анализ опасных и вредных факторов
Производственные условия на рабочем месте характеризуются наличием опасных и вредных факторов, которые классифицируются по группам элементов: физические, химические, биологические, психофизиологические.
На инженера, работа которого связана с моделированием на компьютере, воздействуют следующие физические факторы: микроклимат рабочего кабинета, шумы, освещение, поражение электричеством, возникновение пожара и вредные факторы, окружающие человека, производственная санитария.
5.3 Обоснование мероприятий по их устранению (производственная санитария)
5.3.1 Организационные мероприятия
Весь персонал обязан знать и строго соблюдать правила техники безопасности. Обучение персонала технике безопасности и производственной санитарии состоит из вводного инструктажа и инструктажа на рабочем месте ответственным лицом.
Проверка знаний правил техники безопасности проводится квалификационной комиссией после обучения на рабочем месте. Проверяемому, присваивается соответствующая его знаниям и опыту работы квалификационная группа по технике безопасности и выдается специальное удостоверение.
Лица, обслуживающие электроустановки не должны иметь увечий и болезней, мешающих производственной работе. Состояние здоровья устанавливается медицинским освидетельствованием. 5.3.2 Технические мероприятия
Рациональная планировка рабочего места предусматривает четкий порядок и постоянство размещения предметов, средств труда и документации. То, что требуется для выполнения работ чаще должно располагаться в зоне легкой досягаемости рабочего пространства.
Оптимальное размещение предметов труда и документации в зонах досягаемости рук: ДИСПЛЕЙ размещается в зоне а (в центре); КЛАВИАТУРА - в зоне г/д; СИСТЕМНЫЙ БЛОК размещается в зоне б (слева); ПРИНТЕР находится в зоне а (справа); ДОКУМЕНТАЦИЯ : в зоне легкой досягаемости ладони - в (слева) - литература и документация, необходимая при работе; в выдвижных ящиках стола - литература, не используемая постоянно. При проектировании письменного стола должны быть учтены следующие требования. Рисунок 5.3 Зоны досягаемости рук в горизонтальной плоскости
а - зона максимальной досягаемости рук; б - зона досягаемости пальцев при вытянутой руке; в - зона легкой досягаемости ладони;
г - оптимальное пространство для грубой ручной работы;
д - оптимальное пространство для тонкой ручной работы. Высота рабочей поверхности стола рекомендуется в пределах 680 - 800 мм. Высота рабочей поверхности, на которую устанавливается клавиатура, должна быть 650 мм. Рабочий стол должен быть шириной не менее 700 мм и длиной не менее 1400 мм. Должно иметься пространство для ног высотой не менее 600 мм, шириной - не менее 500 мм, глубиной на уровне колен - не менее 450 мм и на уровне вытянутых ног - не менее 650 мм.
Рабочее кресло должно быть подъемно-поворотным и регулируемым по высоте и углам наклона сиденья и спинки, а так же расстоянию спинки до переднего края сиденья. Рекомендуется высота сиденья над уровнем пола 420 - 550 мм. Конструкция рабочего кресла должна обеспечивать: ширину и глубину поверхности сиденья не менее 400 мм; поверхность сиденья с заглубленным передним краем.
Монитор должен быть расположен на уровне глаз оператора на расстоянии 500 - 600 мм. Согласно нормам угол наблюдения в горизонтальной плоскости должен быть не более 45о к нормали экрана. Лучше если угол обзора будет составлять 30о. Кроме того должна быть возможность выбирать уровень контрастности и яркости изображения на экране.
Должна предусматриваться возможность регулирования экрана:
* по высоте +3 см;
* по наклону от 10 до 20 градусов относительно вертикали;
* в левом и правом направлениях.
Клавиатуру следует располагать на поверхности стола на расстоянии 100 - 300 мм от края. Нормальным положением клавиатуры является ее размещение на уровне локтя оператора с углом наклона к горизонтальной плоскости 15о. Более удобно работать с клавишами, имеющими вогнутую поверхность, четырехугольную форму с закругленными углами. Конструкция клавиши должна обеспечивать оператору ощущение щелчка. Цвет клавиш должен контрастировать с цветом панели.
При однообразной умственной работе, требующей значительного нервного напряжения и большого сосредоточения, рекомендуется выбирать неяркие, малоконтрастные цветочные оттенки, которые не рассеивают внимание (малонасыщенные оттенки холодного зеленого или голубого цветов). При работе, требующей интенсивной умственной или физической напряженности, рекомендуются оттенки теплых тонов, которые возбуждают активность человека.
5.4 Электробезопасность
Электробезопасность - это система организационных и технических мероприятий и средств, обеспечивающих защиту людей от вредного и опасного для жизни воздействия электрического тока, электрической дуги, электромагнитного поля и статического электричества. Опасность поражения электрическим током, в отличие от прочих опасностей, усугубляется тем, что человек не в состоянии без специальных приборов обнаружить напряжение дистанционно. Опасность обнаруживается слишком поздно - когда человек уже поражен. Основными причинами электротравматизма служат:
* случайное прикосновение к не заизолированным токопроводящим частям, находящимся под напряжением;
* появление напряжения на конструктивных металлических частях электро- оборудования в результате пробоя электроизоляции на корпусе;
* появление напряжения на отключенных токоведущих частях;
* прочие причины.
Среди последних можно выделить несогласованные и ошибочные действия персонала, например, оставление без надзора электроустановки под напряжением.
По способу защиты человека от поражения током, оборудование рабочего кабинета относится к 1 классу электрических изделий, т. е. имеет защитную изоляцию и заземление.
В целях безопасности в некоторых случаях применяется защитное отключение. Для этого в рабочем кабинете имеется рубильник, с помощью которого в случае необходимости можно произвести обесточивание ЭВМ.
Основные меры защиты человека от поражения электрическим током:
1) Обеспечение недоступности токоведущих частей, находящихся под напряжением;
2) Контроль за состоянием изоляции электроустановок;
3) Защитное состояние сети;
4) Устранение причин появления напряжения на корпусе с помощью защитного заземления, защитного отключения;
5) Организация безопасной эксплуатации электроустановок.
6) при эксплуатации на безопасность электроустановок существенно влияет влажность и температура воздуха, от которых зависит состояние изоляции оборудования, а также электрического сопротивления тела человека, поэтому необходимо поддерживать в помещении выполнение стандартных норм.
Заземление является наиболее распространенной и эффективной мерой защиты человека от поражения электрическим током. Ниже производится проектирование защитного заземления для рабочего кабинета инженера РЦ.
Расчет защитного заземления
Как уже отмечалось, поражение людей электрическим током является одним из наиболее опасных факторов. Включение человека в цепь электрического тока возможно при случайном прикосновении или даже приближении частей его тела на недопустимое расстояние к токоведущим частям электроустановки, находящимся под напряжением.
Согласно ПУЭ (правила устройства электроустановок) безопасность обслуживающего персонала и посторонних лиц должна обеспечиваться путем применения надлежащей изоляции, соблюдения соответствующих расстояний до токоведущих частей или путем их закрытия, ограждения, заземления или зануления элементов электроустановок, которые могут оказаться под напряжением вследствие повреждения изоляции и ряда других мер.
Система заземления состоит из заземлителей - металлических предметов, углубленных в землю, заземляющих проводников и заземляющей магистрали. Заземляющие проводники одним концом присоединяются к корпусу оборудования, подлежащего заземлению, а другим к заземлителю или заземляющей магистрали. При наличии защитного заземления человек, прикасающийся к заземленному корпусу электрооборудования, оказавшемуся под напряжением, подключается параллельно цепи тока, протекающего на землю через искусственно выполненную цепь защитного заземления. Так как сопротивление тела человека значительно выше, чем сопротивление ветви заземления, то основная величина тока поражения будет проходить не через тело человека, а через заземляющее устройство.
Заземлители могут быть естественными и искусственными. Под естественными заземлителями понимают такие металлические предметы, которые имеют надежный контакт с землей. Это водопроводные и обсадные трубы; свинцовые оболочки кабелей, проложенных в земле; металлические конструкции зданий и сооружений, имеющих надежное соединение с землей.
Искусственные заземлители, как правило, представляют собой ряд труб или уголков, забитых в землю на некотором расстоянии друг от друга и соединенных между собой стальной полосой. Число заземлителей (электродов), их расположение и вид зависят от требуемого сопротивления заземляющего устройства и удельного сопротивления грунта. Существует три вида заземляющих устройств:
а) выносное (сосредоточенное заземляющее устройство);
б) заземляющее устройство, выполненное в ряд;
в) контурное заземляющее устройство.
Соединение заземляющих проводников с элементами электроустройств и заземлителями необходимо выполнять надежно, посредством сварки или болтов с хорошим контактом. Располагать заземляющие проводники в помещениях следует так, чтобы они были доступны для осмотра. В соответствии с рекомендациями, трубчатые заземления устанавливаются в земле на глубине от поверхности земли до верхнего конца трубки 800 мм. Длина трубчатого заземления равна 2700 мм, диаметр 45мм. Расстояние между трубами возьмем равным трем длинам трубчатого заземления 8100 мм. Верхние концы заземления соединяют сталью при помощи электрической сварки.
По рекомендациям выбираем для нашего случая требуемое сопротивление заземляющего устройства не более 4 Ом. Для грунта - суглинок определяем его удельное сопротивление, которое составляет
Учитывая возможность промерзания грунта зимой и просыхания летом, определяем расчетные значения и при использовании трубных электродов и соединительной полосы:
где и - коэффициенты, учитывающие признаки климатических зон.
Определяем величину сопротивления растекания тока одной, забитой в землю, трубы:
;
,
где удельное расчетное сопротивление грунта электрода, Омм;
длина трубы, м; наружный диаметр трубы, см;
глубина заложения трубы в землю, равная расстоянию от поверхности земли до середины трубы, см.
Определяем необходимое число трубных электродов ,
где заданная величина сопротивления заземлительного устройства, Ом.
5.5 Пожарная и взрывная безопасность
Причинами возникновения пожара могут быть: открытый огонь; электрические повреждения (короткое замыкание и т. д.).
Первая группа причин, включающая обращение с "открытым" и "закрытым" огнём, курение в неположенных местах, оставление без присмотра электронагревательных приборов и устройств. В целях противопожарной безопасности необходимо соблюдение предупредительных мер. Допускается работа только на исправных установках и приборах. К работе могут допускаться лица, прошедшие инструктаж по технике безопасности.
Здание, в котором расположен рабочий кабинет инженера по расчетам ЕЦ, относится к группе несгораемых помещений. По пожарной опасности согласно НПБ 105-03 рабочий кабинет инженера РЦ относится к помещениям В, т.е. помещение, содержащее твердые сгораемые материалы. Согласно нормам первичных средств пожаротушения с учётом наличия электроустановок напряжением до 1000 В, на 100 м2 должны быть: либо один углекислотный огнетушитель типа ОУ-2, ОУ-5 или ОУ-8.
С целью предотвращения возникновения пожаров необходимо:
* Уходя из помещения проверить отключения всех электронагревательных приборов, электроустановок, а также силовой и осветительной сети.
* Курить только в специально отведённых для курения местах.
* В случае возникновения пожара приступить к его тушению имеющимися средствами и вызвать по номеру телефона "01" пожарную команду.
* Сотрудники предприятия должны быть ознакомлены с планом эвакуации людей и материальных ценностей при пожаре. План эвакуации должен находиться в каждом помещении и на каждом этаже лестничной клетки.
Вторая группа причин возникновения пожаров:
1) Короткие замыкания. Токи короткого замыкания достигают больших величин и сопровождаются динамическим и тепловым воздействием.
2) Увеличение переходного сопротивления в местах соединения ответвлений, контактов, что вызывает местный нагрев, перегрев, воспламенение изоляции.
3) Неисправность электроустановок и электросетей, а также неправильное устройство электросетей и электрооборудования.
Отсутствие мер по снижению или нейтрализации электрических зарядов.
5.6 Защита окружающей среды
Эксплуатация проектируемой АЭС с реактором ВВЭР-440 может сопровождаться выделением вредных веществ, которые попадают во внешнюю среду и загрязняют ее. В целях защиты населения и охраны окружающей среды с учетом требований устанавливается квота (воздушных выбросов, водных сбросов и др.). Целью установления квот является недопущение превышения предела дозы техногенного облучения населения (1 мкЗв/год), установленного НРБ-99/2009 для населения, подвергающегося облучению от нескольких радиационных объектов, и снижение облучения населения от техногенных источников.
Квоты устанавливаются для всех радиационных факторов (воздушных выбросов, водных сбросов и др.), от которых облучение критической группы населения за приделами санитаpно-защитной зоны радиационного объекта при его нормальной эксплуатации может превысить минимально-значимую величину 10 мкЗв/год.
Значение квот используется для расчета допустимых уровней отдельных радиационных факторов (мощности дозы излучения на границе санитаpно-защитной зоны, мощности выбросов и сбросов, содержание радионуклидов в объектах окружающей среды и др.).
5.7 Мероприятия по защите от радиоактивных выбросов
Во избежании загрязнения окружающей среды выбросами радиоактивных веществ, предусматриваем:
1. Систему специальной непрерывной очистки теплоносителя от радиоактивных продуктов коррозии.
2. Очистка воздуха от радиоактивных газов и радионуклидов.
3. Непрерывный γ-контроль за оборудованием.
4. Оптимальный водно-химический режим.
Вся радиоактивная вода после дезактивации оборудования отправляется на спецводоочистку, где проходит упаривание кубовый остаток и отправляется в хранилище жидких отходов (ХЖО).
5.8 Микроклимат рабочего кабинета
Микроклимат помещений для лёгкой категории работ включает определённую температуру и влажность. Нормы метеорологических условий учитывают время года и характер производственного помещения. В таблице 1 приведены нормы метеоусловий в соответствии с СанПин 2.2.4.548-96 для работ, относящихся к категории Iб.
Таблица 5.8.1 - Нормы метеоусловий
Холодный и переходный период года
ниже +10 °СТёплый период года
+10 °СОптимальныеДопустимыеОптимальныеДопустимыеТемпература воздуха, °СОтносительная влажность, %Скорость движе-
ния воздуха, м/сТемпература воздуха, °СОтносительная влажность, %Скорость движе-
ния воздуха, м/сТемпература воздуха, оСОтносительная влажность, %Скорость движе-
ния воздуха, м/сТемпература воздуха, °СОтносительная влажность, %Скорость движе-
ния воздуха, м/с21-2340-60Не более 0,219-2415-75Не более 0,322-2440-60Не более 0,220-2815 - 750,2-0,5 Вентиляция предназначена для создания на рабочем месте нормальных метеорологических и гигиенических условий за счёт организации правильного воздухообмена.
В рабочем кабинете вентиляция:
1. по способу перемещения воздуха является естественной и неорганизованной;
2. по назначению осуществляет удаление (вытяжку) воздуха из помещения.
3. по месту действия является общеобъемной.
Количество приточного воздуха при естественном проветривании должно быть не менее 30 м3/ч на одного человека, при объёме помещения приходящегося на него менее 20 м3. В рабочем кабинете располагается одно рабочее место, а объём помещения равен 32,4 м3. Анализ цифр показывает, что естественной вентиляции рабочего кабинета более чем достаточно и она обеспечивает нормальные метеорологические и гигиенические условия работы.
5.9 Обеспечение санитарных норм по уровню шумов, ионизирующего и электромагнитного излучения
По характеру спектра в помещении присутствуют широкополосные шумы. Источник шумов - электродвигатели в системе охлаждения и вентиляции машин. Допустимый уровень шумов для помещений компьютерных залов 50 дБ по шкале А шумомера. Защита от шумов - заключение вентиляторов в защитный кожух и внутрь корпуса ЭВМ.
При работе с электро- и радиотехническими устройствами и оборудованием допустимые уровни ЭМП нормируются ГОСТ 12.1.006-84 и СанПиН 2.2.4.1191-03. При несоответствии условий труда указанным требованиям выбираются способы и средства коллективной и индивидуальной защиты от воздействия ЭМП.
Наличие излучения в рабочем кабинете обусловлено применением в помещении телевизионного экрана, в котором присутствует ионизирующее и электромагнитное излучение. В соответствии с этим используются такие меры организационного характера, как:
1. минимальное расстояние от экрана монитора до лица оператора ЭВМ должно быть не менее 25 см.
2. продолжительность работа за ЭВМ не более 6 часов в день.
6 АВТОМАТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ВВЭР-440 ДЛЯ КОЛЬСКОЙ АЭС
В данном разделе рассматривается водо-водяной энергетический реактор ВВЭР440. Одна из важнейших и сложных систем это автоматическая система регулирования мощности реактора. Реактор эксплуатируется больше тридцати лет и как следствие все оборудование устаревает и для дальнейшей эксплуатации необходима модернизация. В этом разделе мы установим новые техническое оборудование с целью повышения точности и быстродействие всей системы в целом.
Основные задачи, которые необходимо решить:
-проектирование структурной схемы АСР;
-проектирование функциональной схемы;
-выбрать технические средства системы автоматизации и контроля, в соответствии с особенностями технологического процесса;
6.1 Описание проектируемой автоматической системы регулирования мощности реактора ВВЭР-440
Регулятор мощности реактора - одна из главных составляющих системы управления и защиты (СУЗ) реактора. СУЗ предназначена для оперативного контроля за ходом цепной реакции в реакторе и управления этим процессом в следующих режимах: первоначальная загрузка и перегрузка топлива, пуск и вывод реактора на мощность и изменение заданной мощности, регламентная или аварийная остановка реактора.
В стационарном режиме мощность реактора должна соответствовать заданному значению, коэффициент размножения должен быть равен единице, а реактивность - нулю. Однако при эксплуатации реактора коэффициент размножения изменяется по ряду причин. Изменение температуры теплоносителя и топлива приводит к изменению температурного эффекта. При изменении уровня мощности изменяется отравление ксеноном (равновесное и минимальное отравление). При длительной работе реактора топливо выгорает и накапливаются шлаки.
В случае применения выгорающих поглотителей их концентрация со временем уменьшается.
Система регулирования должна компенсировать все изменения реактивности, обусловленные упомянутыми причинами. При этом переходный процесс регулирования должен отвечать заданным требованиям при действии определенных видов возмущений.
В систему регулирования мощности реактора должны входить: системы контроля мощности реактора, регулирующее устройство и органы управления. По способу формирования мощности различают:
- системы регулирования плотности нейтронного потока;
- системы регулирования тепловых параметров;
- комбинированные системы.
По способу регулирования пространственного распределения мощности:
- системы регулирования интегральной мощности;
- системы регулирования локальной мощности;
- комбинированные системы.
Поток нейтронов характеризует тепловую мощность реактора с точностью до нескольких процентов. Более точно можно измерить мощность реактора, зная расход теплоносителя G и разность температур на входе и выходе реактора , то есть мощность определяется как: ,
где -мощность реактора, МВт. Выбор структуры АСР мощности реактора диктуется многими причинами: назначением и конструкцией реактора, динамическими свойствами реактора и энергоблока в целом, технологической схемой энергоблока, типом возмущающих воздействий и режимом работы энергоблока в энергосистеме. Для реактора типа ВВЭР-440 целесообразно использовать схему регулирования мощности по теплотехническим параметрам.
Реактор имеет 6 петель теплоносителя. Значения расходов теплоносителя через каждую петлю могут отличаться друг от друга, что обусловлено потерями теплоносителя. Значения температур теплоносителя на входе и выходе реактора постоянно для холодных и горячих петель. Регулирующим воздействием при управлении мощностью реактора является перемещение управляющих стержней. Реактор ВВЭР-440 имеет 6 групп регулирующих стержней. Все это учитывается при построении АСР мощности реактора. Структурная схема АСР представлена на рис. 3.1.1.
Рисунок 6.1.1 - Структурная схема АСР мощности реактора:
ТОУ - технологический объект управления; ДТвх - датчик температуры теплоносителя на входе в реактор; ДТвых - датчик температуры теплоносителя на выходе из реактора; ДР - датчик расхода теплоносителя; МПК - микропроцессорный контроллер; ПУ - пусковое устройство; ИМ - исполнительный механизм.
6.2 Выбор технических средств для реализации схемы регулирования мощности
6.2.1 Выбор датчиков температуры
Для измерения температуры используем датчики температуры с унифицированным выходным сигналом, позволяющие отказаться от использования нормирующих преобразователей.
Термопреобразователи серии Метран-270 могут применяться во взрывоопасных зонах, в которых возможно образование взрывоопасных смесей газов, паров, горючих жидкостей с воздухом категорий IIА, IIВ и IIС, групп Т1-Т6 по ГОСТ 12.1.011. Предназначены для измерения температуры нейтральных и агрессивных сред, по отношению к которым материал защитной арматуры является коррозионностойким. Чувствительный элемент первичного преобразователя и встроенный в головку датчика измерительный преобразователь преобразуют измеряемую температуру в унифицированный выходной сигнал постоянного тока. Диапазон преобразуемых температур датчиками типа ТХАУ Метран-271 -50...1000 °С.
6.2.2 Формирование каналов измерения расхода
В качестве первичного преобразователя расхода выбираем сужающее устройство - сопло - с условным диаметром 500 мм и рассчитанное на условное давление 16 МПа. Для уменьшения погрешности за счет разности плотностей выбираем сосуд уравнительный, рассчитанный на условное давление 16 МПа. Для преобразования разности давлений в унифицированный токовый сигнал необходимо выбирать преобразователь разности давлений.
Интеллектуальные датчики давления серии Метран-150
Интеллектуальные датчики давления серии Метран-150 предназначены для измерения и непрерывного преобразования в унифицированный аналоговый токовый сигнал и/или цифровой сигнал в стандарте протокола HART, или цифровой сигнал на базе интерфейса RS485 следующих входных величин: избыточного давления (Метран-150-ДИ); абсолютного давления (Метран-150-ДА); разрежения (Метран-150-ДВ); давления-разрежения (Метран-100-ДИВ); разности давлений (Метран-150-ДД); гидростатического давления (Метран-150-ДГ). Значения сигнала датчика в цифровом виде выводятся на жидкокристаллический индикатор (ЦИ), встроенный в корпус электронного блока. ЦИ может также выполняться в виде выносного индикатора (ВИ), подключаемого к датчику через специальный разъем. Т.к. расход теплоносителя первого контура является одним из наиболее важных параметров, необходима наибольшая точность измерения и передачи значения этой величины. Т.к. интеллектуальные датчики серии Метран-150 позволяет преобразовывать входной сигнал разности давления в цифровой сигнал на базе интерфейса RS485, что обеспечивает высокую точность передачи сигнала, выбираем преобразователь разности давления типа Метран-150-ДД.
6.2.3 Выбор регулирующего устройства
Для реализации функций контроля (отображения) текущих значений параметров, а также обеспечения регулирования мощности в автоматическом режиме в настоящее время применяются микропроцессорные контроллеры.
Микропроцессорные контроллеры
Контроллеры DirectLOGIC
Предназначены для построения систем управления технологическими процессами в любых отраслях промышленности в цеховых условиях эксплуатации с различным числом каналов ввода/вывода от десятка до 8000 сигналов. Их отличительными особенностями являются: развитые функциональные и программные возможности; поддержка промышленных сетей и протоколов: Ethernet, Profibus DP, DeviceNet, SDS, Modbus, DirectNet.
Контроллеры серии DirectLOGIC 06 - контроллеры, комбинирующие в себе фиксированное количество точек ввода/вывода (20 входных и 16 выходных сигналов) с 4 дополнительными слотами расширения (дискретные, аналоговые, коммуникационный модули).
Основной дистрибьютор контроллеров серии DirectLOGIC является PLC systems.
Контроллеры Controllogix
Программируемый контроллер ControlLogix предназначен для решения задач практически любой сложности и объема. Контроллер позволяет: устанавливать процессоры, модули ввода/вывода, сетевые адаптеры в любое место шасси; устанавливать процессоры в любом шасси; заменять модули под напряжением; задавать индивидуально для каждого модуля ввода/вывода требуемую периодичность отправки данных и гарантировать ее выполнение.
Основной дистрибьютор контроллеров серии Controllogix является Эско Восток КОМ.
Контроллеры SCADAPack
SCADAPack - это семейство контроллеров, сочетающих достоинства программируемых логических контроллеров, свободнопрограммируемых систем управления, простоту и надежность телемеханических устройств. Основные характеристики: диапазон рабочих температур: от -40°С до +70°С; малое энергопотребление; большой объем памяти для хранения данных; встроенный Ethernet, беспроводный модем, до 4-х портов RS-232/RS-485, до 1152 входов/выходов; надежные модемы для проводных и радио-соединений; работа по сотовой связи и с любыми другими видами радиосвязи; протоколы: Modbus RTU/ASCII, Modbus TCP, Modbus UDP, HART, DNP3.
Основной дистрибьютор контроллеров серии SCADAPack является PLC systems.
Выбираем контроллер типа DirectLOGIC, т.к. он позволяет выполнять функции, необходимые в проектируемой системе регулирования (преобразование квадратичного сигнала, поступающего с преобразователя разности давления в линейный; формирование управляющего сигнала, регистрацию, сигнализацию и др.) 6.2.4 Пусковые устройства
Пускатели TeSys
Пускатели TeSys - это многофункциональные устройства коммутации и защиты, обеспечивающие пуск электродвигателей, защиту и управление однофазными и трехфазными двигателями, а также управление подключенными двигателями. Функции пускателя: пуск электродвигателей; защита и управление однофазными и трехфазными двигателями: функция разъединения; защита от перегрузки и от короткого замыкания; Тепловая защита от перегрузки. Управление подключенными двигателями: сигнализация срабатывания защит; слежение за параметрами двигателя (время работы, количество срабатываний защит, значения токов.
Пускатели типа ПБР
Пускатели предназначены для бесконтактного управления электрическими исполнительными механизмами, в приводе которых использованы одно- и трехфазные электродвигатели.
Пускатель обеспечивает пуск и реверс, защиту трехфазного асинхронного электродвигателя с короткозамкнутым ротором от перегрузки и от обрыва фаз.
Для управления исполнительным механизмом выбираем пускатель бесконтактный реверсивный типа ПБР-3А2.
6.2.5 Исполнительные механизмы
Механизмы управления предназначены для перемещения твердых органов регулирования, выполненных из материалов, поглощающих нейтроны. Конструкцию механизма обычно определяют следующие факторы:
- тип реактора;
- тип теплоносителя;
- размещение приводов относительно активной зоны;
- температурный режим;
- требования к размерам механизма.
В реакторах ВВЭР-440 применяется герметичный синхронно-реактивнй двигатель погруженного типа. В качестве преобразователя вида движения используется преобразователь рейка-шестерня. К рейке жестко крепится штанга, на конце которой имеется байонетный захват для крепления органа регулирования. 6.3 Проектирование функциональной схемы АСР
При разработке функциональных схем автоматизации и выборе технических средств необходимо учитывать особенности технологического процесса, условия пожаро- и взрывоопасности, агрессивность и токсичность окружающей среды, параметры и физико-химические свойства технологических сред, расстояние от мест установки датчиков, отборных и приемных устройств до пунктов контроля, требуемую точность и быстродействие средств автоматизации. Система должна проектироваться на основе технических средств выпускаемых отечественными предприятиями серийно. Предпочтение должно отдаваться унифицированным системам и однотипным техническим средствам, обеспечивающим взаимозаменяемость, простоту сочетания друг с другом и удобство компоновки на щитах.
Технологическое оборудование изображаем на функциональной схеме в соответствии с ГОСТ 21.403-80. Показываем взаимное расположение технологического оборудования и технических средств автоматизации.
Внутри контуров изображений технологического оборудования или рядом с ними ставим поясняющие надписи.
Датчики, преобразователи и вспомогательную аппаратуру изображаем на схемах автоматизации в соответствии с ГОСТ 21.404-85. Отборные устройства для постоянно подключенных приборов изображаем сплошными линиями толщиной 0,2-0,3 мм, соединяющими изображения технологического оборудования или трубопроводов в местах присоединения отборных устройств с условными обозначениями первичных измерительных преобразователей. Функциональная схема АСР представлена на листе ФЮРА.421000.007 C2. Измерительный канал расхода теплоносителя включает следующие элементы: сужающее устройство 1а, уравнительный сосуд 1б, преобразователь разности давлений 1в. Сигнал от преобразователя разности давлений, характеризующий расход теплоносителя, поступает на входной аналоговый модуль МПК. Сигналы от измерителей температуры на входе 7а и выходе 8а из реактора также поступают на входной аналоговый модуль МПК. Модуль процессора МПК вычисляет текущее значение мощности реактора. В автоматическом режиме управления значение мощности задается оператором, АРМ которого соединяется с МПК по сети Ethernet. В ручном режиме управления оператор с помощью соответствующего ключа на БЩУ может самостоятельно управлять исполнительным механизмом. Управляющий сигнал поступает на пусковое устройство 9а, где усиливается и затем поступает на обмотку двигателя исполнительного механизма 10а. Центральная часть реактора включает 6 групп управляющих стержней, для управления каждым из них требуется индивидуальное пусковое устройство и исполнительный механизм. 7 ОПРЕДЕЛЕНИЕ КАПИТАЛОВЛОЖЕНИЙ И ЕЖЕГОДНЫХ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ИЗДЕРЖЕК СИСТЕМЫ "ВВЭР СВШД" 2. 7.1 Цель проекта и метод поставленной задачи
Современные концепции безопасной эксплуатации атомных станций базируются на широком внедрении систем ранней диагностики. Комплекс таких систем, объединенных единой идеологией оперативного диагностирования, взаимодействующий с системами контроля и управления реакторной установки (РУ), позволяет обеспечить и полноту, и глубину диагностирования, отвечающие современным требованиям безопасной эксплуатации АЭС.
Таким образом, тематика о повышении безопасности всегда будет актуальна, а значит, непременно будет подвергаться некоторым изменениям. Тема данного раздела "Оценка затрат на систему ВВЭР СВШД" в итоге даст понять насколько финансово выгодно внедредрение систем контроля и безопасности. Таблица 7.1 Сводная таблица основных технико-экономических показателей Кольской АЭС, реактора ВВЭР-440
ПоказательОбозначениеЕдиницы измеренияЗначения Тепловая мощностьМВТ1375Установленная электрическая мощностьМВТ440Количество блоковшт4Цена ЯТ с заданной степенью обогащения 1кг/год1484Стоимость выдержки отработанного горючего в бассейне выдержки
1кг/год1236Средняя глубина выгораниямВт.сут/т29Среднегодовой фонд заработной платыруб/год7000Штатный коэффициентЧеловек/Мвт1,357.2 Расчеты капитальных и эксплуатационных издержек
Для начала определим капиталовложения, необходимые для строительства системы. Смета представлена в таблице 2 .
Таблица 7.2 Выделенное финансирование на строительство ВВЭР СВШД
№ ппВид затратСтоимость, млн. руб.1Проектирование системы ВВЭР СВШД202З\п проектировщикам33Акселорометр, 4 шт104Датчики пульсаций давления, 4шт25Датчики абсолютных перемещений, 4шт56Главное вычислительное устройсво107Монтаж системы48Неучтенные расходы1Итого55 Определение постоянных составляющих себестоимости [27]:
Величина амортизационных отчислений, млн. руб.
, где - стоимость основных фондов электрических станций, млн. руб.;
= 1·104 руб./кВт - удельная стоимость кВт установленной мощности; = 4% - средневзвешенная величина нормы амортизационных отчислений;
- установленная электрическая мощность станции, МВт.
Затраты на услуги производственного характера, млн. руб.:
, где - затраты на ремонт;
- затраты на прочие услуги. Затраты на вспомогательные материалы, млн. руб.:
Отчисления в фонд снятия с эксплуатации, млн. руб.:
,
где = 2500 руб/МВт - норматив отчислений.
Результаты расчетов представлены в таблице 3 Общие капиталовложения определяются:
,млн. руб. где - количество блоков на АЭС.
Ежегодные амортизационные отчисления определяются как [27]:
млн.руб., где - норма амортизации основных фондов АЭС, принимается равным обычно 3÷4%.
Такие виды издержек, как заработная плата, отчисления в страховые фонды, обслуживание системы ВВЭР СВШД, не учитываются в связи с особенностью системы в целом. Обслуживание возлагается на оперативный персонал, как дополнительные должностные обязательства.
Таблица 7.2.1 Затраты на эксплуатацию системы "ВВЭР СВШД"
Статьи затратЗатраты, млн руб1. Амортизация основных фондов4,42. Услуги производственного характера1,923. Вспомогательные материалы0,534. Отчисления в фонд снятия с эксплуатации2,25. Текущий ремонт2,86. Капитальный ремонт3,1Общие затраты14,95Отпуск электроэнергии, МВт·ч3200000Увеличение себестоимости, обусловленное внедрением системы "ВВЭР СВШД" (Si) на 1кВт·ч, руб0,00467Тогда величина себестоимости в связи с установкой ВВЭР СВШД:
% По данным источника , на 2013 год у Кольской АЭС общие издержки руб. Тогда величина общих издержек в связи с установкой ВВЭР СВШД:
% Рассчитаем прибыль Кольской АЭС с установкой системы ВВЭР СВШД и без неё:
где Т- средний отпущенный тариф для Кольской АЭС, принимается равным 2.34 руб/кВт*ч.
В связи установкой системы "ВВЭР СВШД" прибыль КолАЭС снизилась на 0.34%.
8 ВЫВОДЫ
В данном проекте была рассмотрена двухгрупповая модель расчета нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-440. Все характеристики просчитывались с учетом конструкционных особенностей и с учетом картограммы для 27-топливной загрузки 3-го блока КолАЭС. Был произведен анализ на сходимость результатов с альбомом НФХ 3-27, в результате получили приемлемую точность. Следует отметить, что расчет для альбома НФХ осуществляется по комплексному вычислительному программному обеспечению "ПЕРМАК", который рассчитывает характеристики активной зоны по четырехгрупповой модели с учетом трехзонной геометрии.
В дополнительных разделах ВКР произвели:
- модернизацию приборов контроля и регулирования автоматической системы регулирования мощности;
- рассмотрели вопросы безопасности при проектировании схем и заданий;
- рассчитали капиталовложения и прибыль станции с учетом внедрения системы "ВВЭР СВШД".
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
1. Альбом нейтронно-физических характеристик 27-ой топливной загрузки 3-го блока Кольской АЭС. Для оперативного персонала. ОЯБиН, 2013-71с.
2. Техническое обоснование "Рабочие кассеты поколения 2+". РЦ, ОЯБиН, 2013-194с.
3. Беляев С.А., Кузьмин А.В. Методика теплового и нейтронно-физического расчетов реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Томск, изд. ТПИ им. С.М. Кирова, 1981. - 81с.
4. Митенков Ф.М., Понамарев-Степной Н.Н., Антоновский Г.М. и др. Водяной повышенной безопасности энергетический реактор ВПБЭР-600 для атомных станций нового поколения. - Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 1, с. 6-13.
5. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов . - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 352 с.: ил.
6. АС нового поколения. Энергетический реактор повышенной безопасности ВПБЭР-600. Глинских О. Запорожская АЭС, инженер.
7. Кириллов П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам: (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П. Л. Кириллов, Ю. С. Юрьев, В. П. Бобков. - 2-е изд., испр. и доп. - М. : Энергоатомиздат, 1990. - 360 с.
8. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Теплообмен в ядерных энергетических установках: Учебник для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 2000. - 456 с.: ил. 9. Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Учебное справочное пособие для студентов специальностей: 14.03.05 - Ядерные реакторы и энергетические установки, 14.04.04. - Атомные электрические станции и установки / Под общ. ред. проф. П.Л.Кириллова; 2-е изд. перераб. и доп. - М.: ИздАт, 2007. - 200 с.
10. Топливо и материалы ядерной техники: учебное пособие / Л.А. Беляев, А.В. Воробьев, П.М. Гаврилов, Д.В. Гвоздяков, В.Е. Губин; Томский политехнический университет. - Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2010. - 275 с.
11. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие / В. И. Бойко, Ф. П. Кошелев, И. В. Шаманин, Г. Н. Колпаков; Томский политехнический университет. - Томск: Изд-во ТПУ, 2002. - 192 с.: ил. - Библиогр.: с. 188-189.
12. Кузьмин А.В. Основы теории переноса нейтронов (лабораторный практикум): учебное пособие / А.В. Кузьмин. - Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2007. - 192 с.
13. Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации. Изд. 5-е, перераб. и доп. - М.: Книжный дом "ЛИБРОКОМ", 2009. - 480 с.
14. Подготовка параметров к нейтронно-физическому расчету реактора на тепловых нейтронах: метод. указ. / сост. А.В. Кузьмин. - Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2009. - 61 с.
15. Алешин В.С. Судовые ядерные реакторы : учебное пособие / В. С. Алешин, Н. М. Кузнецов, А. А. Саркисов. - Л. : Судостроение, 1968. - 491 с. : ил. - Библиогр.: с. 486-489.
16. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов : учебное пособие / Г. Г. Бартоломей, Г. А. Бать, В. Д. Байбаков, М. С. Алтухов. - 2-е изд, перераб. и доп. - М. : Энергоатомиздат, 1989. - 512 с.
17. Алексеев А.В., Кузьмин А.В. К расчету возраста нейтронов деления в металло-водных смесях. - М.: Известия Томский политехнический университет , 2007. - с. 15-19
18. Конструирование ядерных реакторов : учебное пособие / И. Я. Емельянов, В. И. Михан, В. И. Солонин и др. ; Под ред. Н. А. Доллежаля. - М. : Энергоиздат, 1982. - 398 с. : ил.
19. Кириллов П.Л. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках : учебное пособие для вузов / П. Л. Кириллов, Г. П. Богословская. - 2-е изд., перераб. - М. : ИздАт, 2008. - 256 с. : ил. - Библиогр.: с. 250. - Условные обозначения: с. 5-8.
20. Пособие по реакторной физике для персонала. Кольская АЭС, 2003-86с.
21. Учебная документация для Кольской АЭС: физические основы эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР-440. УТП Кольской АЭС, 1997-80с. 22. "Кассеты рабочие и сборки тепловыделяющие". Технические условия. Ту 95 2808-2002 (заводской номер 440.15.000).
23.Технологический регламент эксплуатации 3 энергоблока Кольской АЭС с реактором ВВЭР-440 В-213), №4-48-09ИЭ-05.
24.Федеральный закон "Об основах охраны труда в Российской Федерации" От 17.07.99 № 181 - ФЗ.
25.ГОСТ 12.1.030-91. ССБТ. Электробезопасность. Защитное заземление, зануление. Введ. 01.01.1992. - М.: Изд-во стандартов, 1992. 54 с.
26.НПБ 105-03. Определение категорий зданий и сооружений по взрыво- и пожароопасности. Введ. 01.08.2003. - М.: МЧС России, 2003.
27.Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики. - М.: Атомиздат 1969.
Приложение А. Заказная спецификация приборов контроля и регулирования
Пырвлфыва
Приложение Б. Английская часть
ТHE ТWO GROUP MODEL
The most noticeable difference between the prompt jump approximation and the neutron average-lifetime approximation is the prompt jump. Treating all the neutrons alike is an oversimplification that fails to predict the power change immediately following the change in reactivity. The prompt power rise is the immediate response of the 99.5% of the neutrons with one-millisecond lifetimes. The prompt power rise ends quickly and a slower, exponential rise continues, controlled by the delayed neutrons.
To understand this behaviour, we must abandon the unrealistic model of a
neutron generation based on an average neutron lifetime and consider the time
behaviour of the prompt and delayed neutrons separately. Figure 1. illustrates
how we will do this and introduces the notation.
Figure 1. A Model for Separate Prompt and Delayed Neutrons.
The figure shows one prompt neutron cycle ( l = 1 ms). The multiplication factor is k, so N neutrons of one .generation. give rise to a total of kN in the next .generation.. The majority of the neutrons are prompt, so the prompt fraction, (1 - β) × kN neutrons, appear immediately. The delayed fraction, β × kN, are added to a .bank. of delayed neutron precursors, to be released some time later. The delayed neutrons feed into the fast cycle at a rate controlled by the delayed neutron lifetime and the bank size. For a steady-state critical reactor, the precursor bank is at an equilibrium concentration where the decay from the bank equals the input. On a step increase in reactivity, the prompt population increases quickly because of an increase in (1 - β) k. The delayed neutron contribution increases slowly, as it depends on the precursor bank.
You may wish to demonstrate this behaviour with a numerical example. Take N = 1,000 initially, and to make the computations easier, use a greatly exaggerated delayed neutron fraction, β = 10% instead of 0.5% and a reactivity insertion Δk = 0.050 (in other words, k goes from 1.000 to 1.050). This simplifies the arithmetic, as there is a significant change from one prompt cycle to the next, but in no way alters the qualitative arguments. Before the reactivity insertion, N = 1000, and in each cycle 100 of these are stored in the precursor bank, exactly balanced by 100 that enter the cycle by precursor decay. Now, since k is greater than one, the total number of neutrons produced by fission rises to kN = 1050. Ten percent of these are in the form of delayed neutron precursors, so 105 neutrons are .stored. in the precursor bank, to be released later. The prompt neutrons number 945, to which we add 100 neutrons from the precursor bank (stored earlier).
This gives a total of 1045 in the second generation. If you repeat this calculation for a few more cycles, you should notice two things: Although the input to the precursor bank continues to increase, the output stays constant as the neutrons coming from it reflect a precursor concentration accumulated before the change in reactivity took place. (Each cycle is only 1 ms compared to the .delay time. of 12.5 seconds).
Although the neutron density rises rapidly, the rate of rise falls off (increases of 45, 42, and 40 in successive generations). The reason it falls off is that, at each
generation the precursor bank progressively stores more fission neutrons rather
than immediately releasing them into the chain reaction.
If you persist and follow, say, fifty cycles, (0.05 seconds after the reactivity
insertion) you will see that the increase from one cycle to the next is quite small,
and the number of potential neutrons going into the precursor bank each cycle is
quite high.
The result is that the rate of increase of the neutron density falls off to zero after a few hundred generations. If we assume that there is no increase in the output of the precursor bank, the situation after 1,000 generations (1 s) would be stable as shown in Figure 2.
Figure 2.Eventual End of the Prompt Jump (with k= 1.05 and β = 1.10)
By this time, the precursor bank has increased significantly and the number of decays in each cycle will gradually increase from the initial 100 to 101, then
102 etc. The arrival of these delayed neutrons keeps the power increasing.
In summary, a step increase in Δk makes k > 1, but (1-β) × k < 1. (If no
neutrons came out of the precursor bank, the reactor would be subcritical).
Prompt multiplication causes the neutron population to rise quickly, but only
because the neutron bank continues to .top up. the neutron population at the
same rate as before the reactivity addition. Extra precursor decays from the
accumulation in the precursor bank drive the stable rise that follows the prompt
jump.
3
Документ
Категория
Рефераты
Просмотров
344
Размер файла
735 Кб
Теги
diplom, диплом
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа