Действии радиации на человека и окружающую среду. Атомные станции Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании


Атомная энергетика. Выполнение курсовых проектов по ядерным реакторам

Шлакование реактора

Объединим шлаки в одну группу и будем оперировать суммарной ядерной плотностью. Пусть шлаки возникают лишь при делении  и , а также при радиационном захвате нейтронов , то есть отнесём к шлакам и .

Если считать, что масса шлаков  равна массе выгоревшего топлива, то выделение энергии  будет соответствовать образованию  шлаков, тогда при работе реактора тепловой мощностью в течении времени (сутки) масса выгоревшего топлива в граммах будет равна:

  (3.36)

Зная массу шлаков для топлива на основе , можно определить их ядерную плотность

  (3.37)

где  объём топлива в реакторе, в см3.

Для определения сечения поглощения тепловых нейтронов шлаками можно использовать следующие эмпирические формулы [1]:

 (3.38)

где .

Диапазон изменения сечения  невелик и приблизительно равен (50¸60) барн.

Расчёт кампании реактора

Пусть коэффициент размножения бесконечного реактора определяется формулой четырёх сомножителей. Если предположить, что практически остаётся постоянной, то в процессе работы реактора будут изменяться только коэффициент использования тепловых нейтронов . Эффективное число вторичных нейтронов на один поглощённый топливом первичный тепловой нейтрон  , коэффициент размножения на быстрых нейтронах  и вероятность избежать резонансного поглощения  будем считать постоянными. Тогда  как функция времени может быть записана в следующем виде:

. (3.39)

Из выражения (3.39) видно, что характер изменения  во времени зависит от обогащения . При использовании слабо обогащённого топлива, когда доля нейтронов, поглощённых  относительно велика, в первый период работы реактора наблюдается незначительный рост , связанный с накоплением . Для обогащённого урана  от времени уменьшается практически линейно.

Таким образом, при заданной массе загружаемого топлива реактор может проработать ограниченный промежуток времени до тех пор, пока Kэф не станет равным единице.

Последовательность расчёта  заключается в том, что для фиксированных моментов времени определяется изотопный состав и коэффициент размножения. По результатам строится график , где соответствует началу кампании, а - концу кампании . Для больших реакторов  определяется из условия , то есть

 (3.40)

 Воспроизводство делящегося материала

Для количественной характеристики процесса образования новых делящихся ядер используется понятие коэффициента воспроизводства. Коэффициент воспроизводства (КВ) удобно определять как соотношение скорости (темпа) накопления новых ядер к темпу выгорания загружаемых в реактор, тогда

 , (3.41)

где - интегральные по спектру нейтронов и объёму реактора скорости радиационного захвата и поглощения.

Для реакторов на тепловых нейтронах коэффициент воспроизводства можно определить [1]

  (3.42)

где первое слагаемое в правой части (3.42) учитывает образование  благодаря радиационному захвату тепловых нейтронов ядрами  , второе - резонансных нейтронов, а третье - убыль  вследствие поглощения тепловых нейтронов. Для таких реакторов  и значения его тем больше, чем меньше обогащение урана и чем больше скорость радиационного захвата нейтронов ядрами .

В водо-водянных реакторах .

Ядерная безопасность

Большие аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) и Чернобыльской АЭС, произошедшие после выработки первых тысяч реакторо-лет указали на недопустимо высокую вероятность тяжелых аварий для АЭС первых поколений на уровне l=10-2–10-3 1/реакторо-лет. После аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США предложен термин «внутренне присущая безопасность», ставший ключевым для новой философии безопасности, которая связывает достижение безопасности не столько с наращиванием инженерных средств и требований для уменьшения вероятности тяжелых аварий, сколько с физическими и химическими качествами и закономерностями, присущими цепной реакции, топливу, теплоносителю и позволяющими практически исключить возникновение или развитие аварий с катастрофическими последствиями. [11]

По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал достижимости нового уровня безопасности, а, следовательно, и экономичности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении.

В этом направлении уже достигнуты некоторые положительные результаты.

Одним из важных свойств реакторов на быстрых нейтронах является наличие у них высокого негативного температурного коэффициента. Это означает, что при чрезмерном повышении температуры в реакторе реакция замедляется. Эксперименты на действующих ранее реакторах, таких как EBR-2 в США. Показали, что это свойство делает их менее чувствительными к отказам системы охлаждения. Так как в результате они просто заглушаются [2]. GE совместно с департаментом энергетики разрабатывают концепцию модульного, охлаждаемого жидким металлом, безопасного реактора PRISM. Обладающего пассивной системой охлаждения для отвода тепла. Предполагается, что современные модели РБН будут обладать ещё более надежными пассивными системами ядерной и экологической безопасности и системами пассивного охлаждения.

4.1.3 Экологическая безопасность

Не смотря на то, что АЭС практически не производит выбросов углекислого и других парниковых газов, что является основной экологической проблемой эксплуатации ТЭС на основе ископаемого топлива (в особенности угля), с эксплуатацией АЭС так же связана определенные экологические проблемы. А именно проблема теплового загрязнения.

Тепловое загрязнение может стать причиной пагубного воздействия на окружающую среду ведь повышения температуры воды может неблагоприятно сказаться на жизнь обитателей водоема. Кроме того тепловое загрязнение атмосферы способствует конденсации и выпадению кислотных осадкой что особенно актуально для мест где АЭС соседствуют с различными химическими производствами.

Основное тепловыделение АЭС в окружающую среду происходит в конденсаторах паротурбинных установок.

Если сравнивать по этим показателям ТЭС и АЭС на основе легководных реакторов (наиболее распространенных в мире) то на единицу получаемой энергии тепловое загрязнение здесь примерно в 2 раза превышает аналогичное на ТЭС. Что обуславливается более низким КПД АЭС данного типа, около 30-31%, на ТЭС этот показатель достигает порядка 35%. Это ставит АЭС с легководными реакторами на первое место по тепловому загрязнению в мире. [6]

С другой стороны КПД реакторов на быстрых нейтронах, в следствии повышения температуры на входе в парогенераторы обладает более высокими показателями КПД энергетической установки , примерно 40-43%. Что обуславливает и более низкие показатели теплового загрязнения окружающей среды. Что делает их более безопасными в экологическом плане как по сравнению с ТЭС, так и АЭС обычного типа.

Кроме того существования на реакторах новых типов более развитых систем внутренней и пассивной безопасности поспособствует предотвращению чрезвычайных ситуаций которые так же могут нести экологические последствия для окружающей среды.


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"