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

Число быстрых нейтронов образующихся при одном поглощении теплового нейтрона в топливе nэф,

Значение nэф зависит от обогащения ядерного топлива по 235U, и определяется по формуле:

nэф = (n5sf5e5 )/ ( sа5e5 + sa8( 1- e5 )) (2.4а)

где: n5, n8 - среднее число нейтронов образующихся при делении ядра 235U, и 238U;

sf5 - микроскопическое сечение деления 235U;

sа5, sa8 - микроскопическое сечение поглощения 235U, 238U;

e5 - степень обогащения ядерного топлива, т.е. относительное содержание ядер 235U в смеси ядер 235U и 238U: e5 = N5/ ( N5 + N8 ). 

В более строгом изложении с учетом объема топлива Vт и среднего потока в топливе Фтср это можно записать как :

nэф = Фтср Vт*rU (n5sf5e5) / Фтср Vт*rU saU (2.4в)

Здесь использовано очень полезное для описания и оценки любых ядерных реакций в среде из двух изотопов одного элемента (обычно 235U и 238U) представление макроскопического сечения урана saU как:

SaU =r5sa5+r8sa8 = rU saU =rU*(e5 *sa5 +(1-e5) sa8 )

При этом для тепловых нейтронов sa5» 680 бн., а sa8 » 2/8 бн.

Для чистого 235U nэф » 2,08; для естественного (природного) урана, когда e5=N5/N8 = 0,714 ´ 10-2, nэф » 1,34.

Для активной зоны, состоящей из одинаковых по конструкции и изотопному составу ТВЭЛов (например, реактор ВВЭР - 1000), расчет по формуле (2.4) достаточно прост. Если в активной зоне имеются ТВЭЛы разной конструкции или с разным изотопным составом, то при расчете nэф это надо учитывать и расчет усложняется.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах m

Как уже отмечалось, быстрые нейтроны могут вызвать деление 238U, только в том случае, если их энергия выше энергии порога деления (Е » 1 МэВ для 238U). Это значит, что даже однократное рассеяние на легких ядрах, например, водороде, обычно снижает энергию нейтронов ниже энергии порога деления на 238U.

В гомогенном реакторе, где ядра 238U равномерно окружены большим числом ядер замедлителя, нейтроны деления перед взаимодействием с ядрами 238U с большой вероятностью рассеиваются на ядрах замедлителя и снижают свою энергию ниже энергии порога деления 238U. Поэтому деление ядер 238U практически не происходит, и коэффициент размножения на быстрых нейтронах в гомогенных активных зонах m » 1.

В гетерогенных реакторах нейтроны деления образуются в твэлах. Коэффициент m зависит от геометрии твэла, концентрации 238U в топливе и шага решетки а. Если а>>ls, где ls - средняя длина рассеяния быстрых нейтронов в замедлителе, быстрые нейтроны, попадая в другой твэл, успевают снизить свою энергию ниже энергии порога деления 238U. В этом случае коэффициент m определяется только геометрией твэла и концентрацией 238U. Например, для цилиндрических твэлов радиусом r£ 1 см, выполненных из природного урана:

m » 1 + 0,02r (2.5а)

Для больших радиусов формула (2.5) несправедлива и зависимость m от r достигает насыщения. В пределе в бесконечно большом блоке из природного урана m = 1,28.

Если а<<ls, как это имеет место, например, в реакторах ВВЭР - 1000, быстрый нейтрон прежде, чем замедлиться до энергии ниже порога деления 238U, пройдет через несколько твэлов и вызовет в них деление 238U. Эмпирическая формула расчета коэффициента размножения на быстрых нейтронах для реакторов типа ВВЭР имеет вид:

m » 1 + 0,22 (N8/NH), (2.5в)

где NH - число ядер водорода, и в слабообогащенном топливе N8/NH практически совпадает с NU/NH.

Вероятность избежать резонансного захвата в процессе замедления j

В реакторах на тепловых нейтронах основным резонансным поглотителем замедляющихся нейтронов является 238U, у которого микроскопическое сечение поглощения имеет много резонансных пиков. В среде, состоящей из замедлителя и 238U, вероятность избежать резонансного поглощения нейтрона определяется двумя процессами: поглощением ядрами 238U нейтронов резонансных энергий и рассеянием нейтронов резонансных энергий на ядрах замедлителя, которое сохраняет нейтроны в среде, так как выводит их из области резонансных энергий. Первый процесс характеризуется эффективным макроскопическим сечением поглощения 238U. Поскольку резонансная область покрывает большой диапазон энергий, то сечение поглощение в ней заменяется резонансным интегралом ( см. Глава 1). Во всем объеме, занимаемом топливом:

Sa эф = r8 *I8а,эф *Vu, (2.6)


где: Vu - объем занимаемый топливом;

I8а,эф - эффективный резонансный интеграл, характеризующий вероятность поглощения замедляющихся нейтронов в резонансном диапазоне энергий, он имеет смысл эффективного микроскопического сечения поглощения. Эффективный резонансный интеграл зависит от температуры среды и от гетерогенного размещения топлива (упоминавшийся ранее в Главе 1 бесконечный резонансный интеграл урана-238 I8а,¥ по определению не зависит от температуры и гетерогенности среды, он определен для комнатной температуры и бесконечного разбавления топлива замедлителем и равен I8а,¥ =270 барн ).

Второй процесс определяется замедляющей способностью замедлителя Vзам rзам (xs)замs во всем объеме Vзам, занимаемом замедлителем.

Вероятность избежать резонансного захвата в процессе замедления представляется в виде:

j = exp (- y) (2.7)


где 
y = Vu r8I8a,эф/( Vзам rзам (xs)замs ),

В гомогенной активной зоне топливо и замедлитель занимают весь объем активной зоны, т.е. Vзам=Vu=V и y = N8Iэф/(Nзам (xs)замs). Значение I8a,эф зависит от концентрации 238U и взаимного расположения топлива и замедлителя.

При одинаковом составе материалов в активной зоне (одинаковом отношении чисел атомов замедлителя и урана в активной зоне) вероятность избежать резонансного захвата будет существенно больше в гетерогенной активной зоне, чем в гомогенной. Это объясняется следующими причинами: во-первых, в гетерогенной активной зоне большая часть нейтронов, замедляясь в замедлителе, проходит резонансную область энергий вдали от ядер 238U и, естественно, почти не поглощается ими; во- вторых, в гетерогенной активной зоне имеет место значительная самоэкранировка топлива. Резонансные нейтроны, попадая на поверхность твэлов, практически полностью поглощаются в тонком поверхностном слое и не доходят до ядер 238U, расположенных внутри твэла.

Влияние свойств замедлителя на значение y проявляется через замедляющую способность xSs. Из (2.7) следует, что чем больше величина xSs, т.е. чем интенсивнее нейтроны выводятся из резонансной области, тем больше вероятность избежать резонансного захвата.

Анализ истории развития данного направления.

На сегодняшний день в мире было введено в эксплуатацию около 20 реакторов на быстрых нейтронах различного типа в ряде стран (см. Рис 6). Некоторые из которых работают, начиная с 1950х годов в качестве исследовательских и опытных реакторов, а некоторые производят электроэнергию в коммерческих целях. Около 300 реактор-часов опыта было получено в результате работы на подобных реакторах по всему миру.

Output:

MWe

MW (thermal)

Operation

USA

EBR 1

0.2

1951-63

EBR 2

20

1963-94

Fermi 1

66

1963-72

SEFOR

20

1969-72

Fast Flux TF

400

1980-93

UK

Dounreay FR

15

1959-77

Protoype FR

270

1974-94

France

Rapsodie

40

1966-82

Phenix*

250

1973-

Superphenix 1

1240

1985-98

Germany

KNK 2

21

1977-91

India

FBTR

40

1985-

Japan

Joyo

140

1978-

Monju

280

1994-96-?

Kazakhstan

BN 350*

135

1972-99

Russia

BR 5 /10

5 /10

1959-71, 1973-

BOR 60

12

1969-

BN 600*

560

1980-

Рис.5: Таблица введенных в эксплуатацию РБН

 До недавнего времени США было одним из мировых лидеров в области технологий реакторов размножителей. Всего в США было введено в эксплуатацию 5 реакторов на быстрых нейтронах, и несколько моделей находилось на этапе проектирования. Первый экспериментальный реактор размножитель EBR-1 в Idaho заработал ещё в 1951. Это был первый реактор, на котором в процессе эксперимента была получена электроэнергия (200КВТ 20 декабря 1951г). EBR-2 был демонстрационным реактором с тепловой мощностью в 62.5 Mw. Основной целью его строительства была демонстрация возможности создания станции с натриевоохлаждаемым реактором с возможностью репроцессинга металлического топлива на месте. Что и было осуществлено в 1964 -1969 годах. Затем исследования переключились на тестирование различных видов материалов и топлива для реакторов такого типа большей мощности. Что в итоге привело к разработке прототипа IFR использующего в качестве топлива металлический сплав U-Pu-Zr.

Основной целью программы по строительству IFR являлась демонстрация возможности безопасной работы, усовершенствованных возможностей по обращению с отходами путем переработки всех актиноидов, а так же использование всего энергетического потенциала урана. Все эти цели были достигнуты, однако программа была прекращена ещё до того как переработка нептуния и америция была должным образом осуществлена. Топливо из IFR было впервые использовано в 1986 году и была достигнута степень выжигания в 19%. Изначально планировалось достижение величины в 22%.


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"