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

Коэффициент использования тепловых нейтронов 

В гомогенной активной зоне, где все материалы облучаются потоками тепловых нейтронов одинаковой плотности, вычисляется по формуле:

Q= Атоп / (Атоп +Азам +å Ак ) (2.8.а)

где:

Атоп – скорость реакции поглощения в топливе;

Азам - скорость реакции поглощения в замедлителе;

Ак - скорость реакции поглощения в материале к-го сорта в активной зоне.

Для гомогенной смеси топливо-замедлитель и другие материалы это несложно выразить через концентрации и сечения следующим образом:

Qгом = (sа5N5 + sa8N8)/(sа5N5 + sa8N8 + sa зам Nзам + åsакNк) (2.8в)

где sак и Nк - микроскопическое сечение поглощения и концентрация к-го сорта материала активной зоны (теплоносителя, конструкционных материалов, поглотителей, вводимых в активную зону для регулирования цепной реакции, и т.д.).

Усложнения наступают в гетерогенном случае, когда ядерное горючее располагается в виде отдельных твэлов, окруженных замедлителем, это происходит из-за того, что потоки тепловых нейтронов, входящие в скорости реакции, становятся различными в топливе и замедлителе. Типичное распределение плотности тепловых нейтронов по элементарной цилиндрической ячейке приведено на рис. 2.2 на котором n2 обозначена средняя плотность тепловых нейтронов в замедлителе, а n1 - в твэле.

Рис .2.2. Распределение плотности тепловых нейтронов по элементарной цилиндрической ячейке.

Тепловые нейтроны, в отличие от быстрых, рождаются в замедлителе, а поглощаются в топливе. Поэтому поток тепловых нейтронов в замедлителе выше, а в топливе ниже среднего по ячейке (см. рис. 2.2). Это уменьшает коэффициент использования тепловых нейтронов для гетерогенной среды по сравнению с гомогенной средой. В гетерогенном случае формула для коэффициента использования тепловых нейтронов имеет вид

Qгет =Vт (r5 sа5 + r8 sa8)Фтср / íVт (r5 sа5 + r8 sa8)Фтср + Vз rз sазФзсрý (2.8.с)

где: Фзср, Фтср - средний поток тепловых нейтронов в замедлителе и топливе;

Vз, Vт - объем замедлителя и топлива;

sаз, sа5 , sa8 - макроскопическое сечение поглощения замедлителя и уранов.

Альтернативной формой записи этого коэффициента является вид:

Qгет = 1/ í1+ Vз rз sазФзср / [ Vт (r5 sа5 + r8 sa8)Фтср ]ý (2.8.d)

Входящее в выражение (2.8d) отношение потоков d=Фзср/Фтср обычно называют полный блок -эффект или коэффициент проигрыша, который по существу является мерой уменьшения коэффициента использования тепловых нейтронов, вследствие уменьшения плотности потока тепловых нейтронов в топливе, обусловленного гетерогенностью среды.

Эту величину можно определить экспериментально с помощью детекторов, сечения поглощения вещества которых изменяются с энергией по закону 1/u, в этом случае измеряется отношение плотностей тепловых нейтронов, а не потоков тепловых нейтронов.

Коэффициент проигрыша  всегда больше единицы, поскольку тепловые нейтроны рождаются в замедлителе в результате замедления нейтронов деления, потом диффундируют к блокам топлива, рассеиваясь и поглощаясь ядрами замедлителя, и, наконец, интенсивно поглощаются наружными слоями блоков топлива. Все это предопределяет уменьшение плотности потока нейтронов в направлении от границ к центру элементарной ячейки.

Для удобства анализа коэффициент проигрыша представляют в виде внутреннего и внешнего блок-эфекта.

Внутренний блок-эффект характеризует уменьшение плотности потока нейтронов в блоке топлива по мере движения теплового нейтрона от поверхности блока к его центру.

Внешний блок-эффект характеризует уменьшение плотности потока нейтронов в замедлителе по мере приближения нейтрона от места, где он стал тепловым к поверхности топливного блок.

Для рассмотрения ряда динамических процессов удобно выделить в выражении для Кэф (2.3) коэффициент для тепловых нейтронов

k¥ = mj Qnэф = mj(Qnэф )= mj*Кт (2.3.в)

С учетом равенства знаменателя (2.4) и числителя (2.8.с) Кт можно записать как:

Кт= Фтср Vт*rU (n5sf5e5) / í Фтср Vт rU sаU + Фзср Vз rз sазФзсрý

В этом виде Кт более явно выделяет причины изменения К при долговременных процессах выгорания топлива первичного топлива (235U), когда e5 (t) снижается, и появления вторичного топливо 239Pu и 241Pu , а также других, связанных с этим эффектов.

Зависимость Кэф от водо-уранового отношения и обогащения

Для заданного состава топлива существуют некоторые оптимальные характеристики активной зоны, при которых коэффициент k¥ достигает максимума. Это происходит при определенных значениях характерного параметра. Для гомогенного реактора этим параметром является отношение Nзам/Nu, для гетерогенного к отношениям Nзам/Nu или Vзам/Vu добавляются размеры топливного элемента и шаг решетки. На рис. 2.3 показаны качественные зависимости параметров j и Q, а также их произведения jQ от параметра Nзам/Nu в гомогенной активной зоне. В практике водо-водяных реакторов часто используют т.н. «водо-урановое отношение» w, которое определяется как отношение объемов, занимаемых водой и ураном в холодной ячейке:

w = Vзам/Vu (2.9.)

В уран-графитовом реакторе чаще используют обратную величину –т.н. «уран-графитовое число». Ясно, что отношение Nзам/Nu является обобщением водо-уранового отношения т.к. w’ =Nзам/Nu =(rзам Vзам/ ru Vu)= w*(rзам /ru) , где rзам и ru -ядерные плотности замедлителя и урана, соответственно . Понятно, что w по определению не зависит от температур, а в величине w’ от плотности и температуры будет зависеть только rзам .

При оптимальном значении (Nзам/Nu)опт произведение jQ достигает максимума, которому соответствует максимальное значение (k¥)макс.

Позднее будет показано, что зависимость Кэфф имеет самое непосредственное отношение к безопасности ВВЭР при выборе параметров решетки, стартовой концентрации борной кислоты и др.

Рис. 2.3. Зависимость параметров q и j и (qj) от отношения Nзам/Nu в гомогенной активной зоне.

В гетерогенной активной зоне обычно Qгет < Qгом, но превышение jгет > jгом приводит к тому, что при одинаковом составе материалов в активных зонах, коэффициент размножения в гетерогенной активной зоне выше, чем в гомогенной. В таблице 2.1 приведены оптимальные параметры гомогенных и гетерогенных активных зон с топливом из природного урана и с различными замедлителями.

Таблица 2.1. Оптимальные параметры гомогенной и гетерогенной активных зон с топливом из природного урана и с различными замедлителями.

Замедли-

тель

(Nзам/Nu)гом

(k¥)гоммакс

(Nзам/Nu)гет

(Vзам/Vu)гет

(k¥)гетмакс

Н2О

2,5

0,84

1,4

2

£1,0

С

452

0,85

80

50

1,08

D2O

167

1,14

20

30

1,2

Дальнейшей политической целью стала демонстрация закрытого топливного цикла устойчивого к проблемам распространения (плутоний должен был быть переработан вместе с остальными актиноидами).

В 1994 году конгресс США с подачи администрации президента Клинтона закрыл проект EBR-2. Программа IFR в данный момент пересматривается как часть проекта по международной кооперации GNEP.

Первым американским коммерческим реактором на быстрых нейтронах был Fermi-1 в Мичигане, однако он проработал всего три года, после чего проблема в системе охлаждения привела к расплаву активной зоны. В результате чего реактора был остановлен.

The Southeast Experimental Fast Oxide Reactor (SEFOR) был построен в 1965 году и работал в течении трех лет в Арканзасе. Фактически это был единственный реактор на быстрых нейтронах, использующий в качестве топлива смесь оксидов урана и плутония и использующий в качестве охлаждения жидкий натрий.

Четырехсот мегаватный реактор Fast Flux Test Facility работал с 1982 о 1992 годах в Хэнфорде в качестве основного национального исследовательского реактора. Он был закрыт начиная с 1993 года, а в 2001 деактивирован. Однако в августе 2006 департамент энергетики США заявил что он, возможно, будет перезапущен в рамках проекта GNEP [3].

СССР и РФ как его приемник так же является одним из лидеров и родоначальников на ряду с США, в использовании и развитии технологий реакторов размножителей.

Натрий-теплоноситель используется, именно начиная с российского реактора БР-5/10 (Обнинск, 1958г).  А его промышленное освоение в качестве теплоносителя было осуществлено на многоцелевом реакторе БН-350 (150МВтэл +100 тысяч т пресной воды в сутки), введенном в эксплуатацию в СССР в июле 1973г. Реактор успешно отработал проектный срок в богатой нефтью безводной пустыне Казахстана и дал старт промышленному развитию региона. Российский же БН-600 на белоярской АЭС производит электроэнергию для электрической сети с 1980 года. Однако в качестве топлива он использовал оксид урана, обогащенный до достаточно высокого уровня (около 20%). Кроме того в последние годы на нем использовалась и некоторая примесь MOX топлива. Натриевый теплоноситель поддерживает температуру около 550 градусов при давлении чуть превышающем атмосферное. В данный момент Россия планирует реконфигурировать реактор, заменив бланкет вокруг его ядра на стальной отражатель, для сжигания излишков плутония. [5].

Строительство первого нового и более мощного (880Мв) реактора получившего название БН-800 ведется на четвертом энергоблоке Белоярской АЭС. Реактор обладает улучшенными техническими характеристиками, включающими расширенные возможности по использованию различных типов топлива. В том числе нитрида. Реактор обладает коэффициентом конверсии 1,3. И улучшенными характеристиками безопасности, а так же экономическими показателями. Эксплуатационные расходы BN -800 лишь на 15% должны превышать расходы ВВЭР (необходимо <10%). Он способен сжигать до 2 тонн оружейного плутония, предполагается, что на нем будет осуществлена переработка младших актиноидов в использованном топливе [3].

Помимо этого Россия экспериментировала с различными моделями реакторов использующих свинец-висмут в качестве охладителя, и в течение 40 лет использовала свинцово висмутовое охлаждение в реакторах на своих подлодках альфа класса в связи с чем накопила достаточно опыта эксплуатации моделей использующих данный охладитель. (Свинцовоохлаждаемые РБН были определены как одно из перспективных технических направлений развития реакторов размножителей международным форумом GIF).

Французские исследователи осуществляли работу на БР - прототипе Феникс, начиная с декабря 1973г, когда он был введен в эксплуатацию. (250МВтэл). В 1980г на нем было осуществлено замыкание топливного цикла и экспериментально подтвержден коэффициент воспроизводства (КВ=1.16); реактор ~100000 часов работал с температурой натрия в реакторе 560°С, преобразуя ядерное тепло в электричество с КПД нетто 42%, что есть феноменальное достижение в атомной энергетике. Кроме того был достигнут показатель выгорание смешанного UO2-PuO2 топлива до 20%.

Однако закрытие 1250Мв коммерческого прототипа Суперфеникс в 1998 году по политическим причинам после 13 лет работы отбросило развитие данного направления во Франции. И поставило крест на исследованиях связанных со строительством экспериментального европейского 1450 мегаватного реактора на быстрых нейтронах.

Кроме того активные исследования в данной области проводились Японией, Китаем и Индией.


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"