Энергетический реактор на быстрых нейтронах Действующие реакторные технологии Перспективы развития быстрых реакторов Российская программа по быстрым реакторам  Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика

Энергетический реактор на быстрых нейтронах

Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании

Датой рождения российской ядерной энергетики принято считать 1954-й – год пуска в Советском Союзе первой атомной электростанции (АЭС) мощностью 6МВт. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии в мирных целях.

Вслед за относительно коротким этапом промышленного эксперимента последовал этап интенсивного строительства АЭС сразу в нескольких странах. Так к концу 1989 года в нашей стране выработка электроэнергии на АЭС составляет 220 – 255 млрд. квт. часов или 14% от её производства другими способами.

В ближайшее время ядерные реакторы будут использоваться, в основном, для производства электроэнергии, а основным типом используемых реакторов будут легководные реакторы типа ВВЭР. Эти реакторы получили наибольшее распространение как по числу, так и по суммарной мощности. Это объясняется наибольшей простотой их конструкции и отработанностью инженерных решений.

В последнее время всё большее внимание уделяется освоению реакторов на быстрых нейтронах (БР) для скорейшей реализации расширенного воспроизводства делящихся материалов.

Низкопотенциальное тепло предполагается получать либо на атомных электроцентралях (АТЭЦ), совмещая выработку тепла и электроэнергии, либо – на атомных станциях теплоснабжения (АСТ), предназначенных для производства только тепла – горячей воды и технологического пара.

С целью выработки высокопотенциального тепла создаются принципиально новые реакторы с нагревом теплоносителя внешнего контура до 900°С – высокотемпературные реакторы. Рассматривается использование высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов для нефтехимической и металлургической промышленности.

Из рассмотренного выше состояния и перспектив развития ядерной энергетики следует, что её структура постепенно усложняется и приобретает черты многоплановой отрасли. Решение этих проблем – длительный творческий процесс, в котором участвует всё большее число специалистов.

При любой форме использования ядерной энергии основным элементом станции является ядерный реактор, при проектировании и исследовании которого приходится решать многие задачи.

Одной из важнейших задач является экологическая проблема. Реактор не должен вносить существенных изменений в условия окружающей среды. Важной задачей является выбор материалов реактора, что в основном и определяет срок безопасной эксплуатации реактора. Со всеми задачами связана экономичность проектирования и эксплуатации реакторов.

При проектировании реактора выделяют следующие этапы нейтронно–физического расчёта:

теплофизический расчёт, определение максимальных температур элементов активной зоны и запасов до предельно допустимых, определение до кризиса кипения;

расчёт микро – и макросечений;

расчёт эффективного коэффициента размножения;

расчёт коэффициента воспроизводства;

расчёт эффектов изменения реактивности от температуры и времени работы реактора;

расчёт органов регулирования реактора;

гидродинамический расчёт.

При решении этих задач интенсивно развиваются, и к настоящему времени разработано большое количество различных алгоритмов, описывающих физический расчёт реакторов. Большинство этих алгоритмов очень сложны и требуют для своей реализации сотрудничества физиков, математиков и программистов с использованием самых современных ЭВМ. Сложная структура реакторных моделей требует использования громоздких численных методов. Большие объёмы исходной, промежуточной и выходной информации вместе со сложностью реализации алгоритмов предъявляют большие требования к ресурсам ЭВМ.

На основании вышеизложенного невозможно применение этих программ в учебном плане. С другой стороны, необходимо иметь сравнительно несложную программу, реализующую простой, но достаточно точный метод расчёта тех или иных задач теории и эксплуатации ядерных реакторов.

В этой связи целью данного курсового проекта является анализ физических особенностей реакторов с легководным замедлителем-теплоносителем, составление алгоритма расчёта в условиях допустимых приближений и сопоставление расчётных значений с экспериментальными данными.

1. Нейтронно-физические особенности реакторов типа ВВЭР

Среди многообразия типов реакторов для АЭС важнейшее место занимают водо-водянные энергетические реакторы (ВВЭР). В России построены и эксплуатируются такие реакторы на Нововоронежской, Кольской, Калининской, Балаковской АЭС.

Конструктивно ВВЭР относятся к корпусным реакторам, по спектру нейтронов - к тепловым, по материалам замедления и отвода тепла - к легководным. В качестве топлива используется низкообогащённая (2-5)% двуокись урана UO2.

В связи с тем, что в ТВЭЛах таких реакторов типичное значение отношения объёмов воды V1 и топлива Vо (водо-урановое отношение) равно примерно двум, средний путь нейтрона в замедлителе  соизмерим со средней длиной отрезка траектории между двумя последовательными актами рассеяния ls1, что обуславливает большую вероятность для нейтрона, вылетевшего из топлива, испытать первое соударение в соседних ТВЭЛ. Такая решётка называется тесной.

Теснота решётки приводит к появлению ряда особенностей физических процессов во всех областях энергий нейтронов. Для иллюстрации на рис.1.1 представлено распределение потока нейтронов в зависимости от номера энергетической группы.

Рис. 1.1 Зависимость потока нейтронов от летаргии в уран-водной решётке

В области энергий быстрых нейтронов теснота решётки мало сказывается на характере кривых, которые определяются в основном спектром нейтронов деления. В области энергий замедляющихся нейтронов при (V1/Vо)=1 имеет место постепенное снижение потока нейтронов, так как нейтроны поглощаются топливом в процессе замедления, тогда как для более разреженной решётки (V1/Vо)=4 поток нейтронов остаётся практически постоянным. В области тепловых энергий нейтронов максимум смещается в сторону больших энергий. Происходит, так называемое, ужесточение спектра, которое удобно характеризовать спектральным индексом

   (1.1)

где - макроскопическое сечение деления U5 ,Ecd - асимптотическое значение энергии поглощения тепловых нейтронов кадмием, который равен отношению скоростей деления U5 в областях энергий замедляющихся тепловых нейтронов.

Доля деления надтепловыми нейтронами зависит от вида топлива (UO2, металлический уран) и тем больше, чем выше его обогащение и меньше шаг решётки. Так при использовании топлива на основе UO2 c обогащением 3.0 % и V1/V2 = 1.8; индекс d5=0.15, что означает относительно высокую долю делений надтепловыми нейтронами для реакторов данного типа. Это объясняется наличием большого «перекрёстного» эффекта между блоками.

Для тесных решёток, как мы уже отмечали, для нейтронов резонансных энергий, вылетающих из топливного блока, относительно велика вероятность испытать первое столкновение в одном из соседних блоков, поскольку минимальное расстояние между ТВЭЛами в ВВЭР примерно в два раза меньше длины свободного пробега. Это приводит к тому, что спектр нейтронов в реакторе будет обеднён нейтронами резонансных энергий. Таким образом, взаимное «затенение» блоков для резонансных нейтронов способствует увеличению вероятности избежать резонансного поглощения j. В тоже время диаметры топливных блоков в тесных решётках (7-9 мм) существенно меньше, чем в разреженных (20-25 мм). При этом переход к тонким блокам приводит к заметному уменьшению вероятности избежать резонансного поглощения. Это уменьшение не компенсируется эффектом затенения, поэтому j в ВВЭР ниже, чем в разреженных решётках, и находится в интервале 0.74¸0.79.

Уран-водные решётки обладают малым значением возраста нейтронов tр. Поскольку возраст нейтронов в чистом замедлителе зависит от ядерной плотности в квадрате, то имеется сильная зависимость tр от температуры воды. Так при рабочей температуре tр= 55-60 см2, а для холодного состояния tр = 35-40 см2 . Заметное превышение tр над возрастом нейтронов для воды tН2О наблюдается при малых отношениях V1/V2, поскольку в этом случае уменьшается вероятность для нейтрона испытать столкновение в воде.

Величина квадрата длины диффузии в тесных решётках L2<<tр и составляет при рабочих температурах 3.5-4.0 см2. Таким образом, длина миграции Мp практически полностью определяется длиной замедления  и при работе на мощности Мp составляет 7-8 см.

Поскольку эффективная добавка по радиусу и высоте d примерно равна длине миграции Мр, то её значение для ВВЭР также мало (6-7 см). Увеличение температуры приводит к изменению практически всех величин, входящих в коэффициент размножения К¥, причём эти изменения имеют разные знаки. Однако, в основном, изменение К¥ с температурой определяется изменением вероятности избежать резонансного поглощения.

Топливо в реакторах ВВЭР периодически, с интервалом около года, частично перегружается. За это время К¥ значительно уменьшается, поскольку коэффициент воспроизводства мал (~0.5). Поэтому запас реактивности на выгорание значителен ~13% (Таблица 1.1).

Большое значение отрицательного эффекта реактивности и периодическая перегрузка топлива приводит к тому, что в начале компании реактор имеет большую избыточную реактивность, в результате чего требуется большое число компенсирующих органов СУЗ и вследствие чего ухудшается использование нейтронов из-за увеличения их вредного поглощения.

Таблица 1.1 

Значение эффектов реактивности для реактора ВВЭР-1000

 

наименование эффекта

начало кампании

конец кампании

1

Температурный эффект

-0.05

-0.057

2

Мощностной эффект

-0.011

-0.013

3

Отравление ксеноном

-0.028

-0.036

4

Отравление самарием

-0.006

-0.008

5

Глубина выгорания

-0.130

-0

Сумма эффектов

-0.225

-0.114

Таким образом, нейтронно-физические особенности реакторов ВВЭР сводятся к следующему:

большая жёсткость спектра нейтронов, заметная доля делений надтепловыми нейтронами;

большая доля делений U8 надпороговыми нейтронами;

взаимное затенение блоков для нейтронов резонансных энергий;

большой начальный запас реактивности;

динамическая устойчивость и безопасность эксплуатации.

Наличие вышеперечисленных особенностей необходимо учитывать при проведении нейтронно-физического расчёта реакторов этого типа.


Повреждений, вызванных в живом организме излучением