Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Мощностной коэффициент реактивности: определение, связь с коэффициентами реактивности, оценка результатов переходных процессов энергетических реакторов

23.03.2018 2018 - №01 Физика и техника ядерных реакторов

Ю.А. Казанский Я.В. Слекеничс

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.1.07

УДК: 621.039.516

Авторы статьи предполагают, что по мере роста вклада ядерной энергетики в производство электроэнергии АЭС будут в большей степени использоваться в маневренном режиме работы, нежели в базисном. Другими словами, изменение мощности от номинальной до уровня собственных нужд будет обычным и не столь редким событием, как плановые остановы реактора для перегрузки топлива и на планово-предупредительные работы. Существуют известные проблемы использования ядерных реакторов в маневренном режиме, среди которых есть и общая задача для всех типов ядерных реакторов. Было бы полезно иметь единый показатель, слабо зависящий от уровня мощности, достаточно просто измеряемый, который давал бы возможность судить о характере переходных процессов на всем диапазоне мощности и оценивать требуемую реактивность для изменения мощности на заданное значение. Таким показателем может быть мощностной коэффициент реактивности (МКР). Проведен анализ существующих в литературе определений и представлений о МКР. Оказалось, что нет единого мнения по поводу определения МКР. На основании проведенного изучения предложено следующее его определение: МКР – это отношение малой реактивности, введенной в реактор, к приращению мощности после окончания переходного процесса. При этом предполагается, что изменения реактивности зависят от энергии, освобождающейся при делении ядер, и не связаны с изменениями реактивности, вызываемыми сигналами обратной связи в системе автоматического регулирования мощности реактора. С учетом принятого определения проведен анализ связи МКР с температурными коэффициентами и технологическими параметрами, связанными со статической программой регулирования. Выполнены расчеты МКР в рамках простейшей модели энергетического реактора типа ВВЭР-1000. Оказалось, что МКР слабо зависит от мощности.

Исследуется зависимость МКР от температурных эффектов реактивности, заданных температурными коэффициентами реактивности, и от технологических параметров, связанных со статической программой регулирования энергоблока, на примере ВВЭР-1000. Анализируется влияние МКР на статику и динамику энергетического реактора.

Ссылки

  1. Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. – М.: Издат, 2012. – 630 с.
  2. Афров А.М., Андрушечко С.А., Украинцев В.Ф. и др. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное тлпливо, безопасность. – М.: ЛОГОС. 2006. – 488 с.
  3. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. / Под общ. ред. Ю.М.Черкашова. Отв. редакторы Ю.М. Никитин, И.А. Стенбок. 144 автора и 14 редакторов. – М.: «ГУП НИКИЭТ». 2006. – 631 с.
  4. Овчинников И.И., Овчинников Г.И., Богина М.Ю., Матора А.В. Влияние радиационных сред на механические характеристики материалов и поведение конструкций (обзор). // Интернет-журнал «НАУКОВЕДЕНИЕ». – 2012. – № 4. – С. 1- 39.
  5. Воеводин В.Н. Конструкционные материалы ядерной энергетики – вызов 21 века. // ВАНТ. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. – 2007. – Т. 90. – № 2. – С. 10-22.
  6. Казанский Ю.А., Слекеничс Я.В. Кинетика ядерных реакторов. Коэффициенты реактивности. Введение в динамику: Учебное пособие. – М.: НИЯУ МИФИ, 2012. – 300 c.
  7. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. НП-001-15. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2015. – 56 с.
  8. Широков С.В. Нестационарные процессы в ядерных реакторах: Учебное пособие. – Киев: Наукова думка, 2002. – 286 с.
  9. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. 4-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 304 с.
  10. Мерзликин Б.С. Основы теории ядерных реакторов. Курс для эксплуатационного персонала АЭС. Электронный ресурс: http://www.studfiles.ru/preview/6224394 (дата доступа 11.10.2017).
  11. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах: Учебное пособие. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 288 с.
  12. Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах. – М.: Атомиздат, 1975. – 304 с.
  13. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физика переходных процессов в ядерных реакторах. – М.: Энергоатомиздат, 1983. – 232 с.
  14. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. – 3-е изд., перераб. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 359 с.
  15. Селезнев Е.Ф. Кинетика реакторов на быстрых нейтронах. / Под ред. акад. РАН А.А. Саркисова. Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. – М.: Наука, 2013. – 239 с.
  16. Nier M., Bergeonneau P., Gauthier J.M., de Antoni J., Gesi E., Peerani A.J.P. Superphenix Reactivity and Feedback Coefficients. // Nuclear Science and Engineering. – 1990. – Vol. 108. – PP. 30-36.
  17. РД ЭО 0151. Руководящий документ. Методики расчета нейтронно-физических характеристик по данным физических экспериментов на энергоблоках атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000. – М.: ФГУП «Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях», 2004. – 101 с.
  18. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов. – М.: Атомиздат, 1975. – 400 с.
  19. Шальман М.П., Плютинский В.И. Контроль и управление на атомных электростанциях. –М.: Энергия, 1979. – 272 с.
  20. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. Т. 1. Теплогидравлические процессы в ЯЭУ. / Под. общ. ред. д.т.н. проф. П.Л. Кириллова. – М.: ИздАТ, 2010. – 776 с.

атомные электростанции мощностной коэффициент реактивности температурные коэффициенты реактивности динамика ядерных реакторов