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

Пространственное распределение потоков нейтронов в реакторе

В модели диффузии можно получить аналитические функции распределения потока нейтронов в тепловом реакторе, которые позволяют сделать очень важные выводы по организации загрузки топлива в активной зоне, а также по его перегрузке, конструированию топливных кассет и ряду других вопросов.

Для цилиндрического реактора однородного состава (т.е. постоянного обогащения и невыгоревшего топлива) поток тепловых нейтронов может быть получен в виде:

Ф(r,z)= Ф0 cos (p*z/H) * J0 (2.405*r/R ) (2.16)

Где:

Ф0- максимальное значение потока;

J0- функция Бесселя первого рода нулевого порядка.

Таким образом, распределением потока по высоте является функция косинуса (если точка отсчета- центр реактора или синуса –если точка отсчета верх или низ реактора), а по радиусу –функция Бесселя. Отметим, что расчетные распределения Ф(r) и Ф (z) очень хорошо согласуются с измеряемыми экспериментально.

Если реактор загружен однородным топливом, т.е. его обогащение e постоянно, то распределение объемной плотности энерговыделения q (где q=Ф*Sf= Ф* NU e5 sf ) будет совпадать с Ф(r,z). Размерностью величины q являются единицы Вт/см3 =кВт/л=МВт/ м3 .

Введем коэффициент неравномерности энерговыделения Кv= q0/qсреднее, где q0.- плотность энергоыделения в максимально напряженной точке. Максимально допустимое значение q0 лимитируется целым набором технологических параметров (таких как температура в центре ТВЭЛа, пределы прочности и температура оболочки, запас до кипения и т.п.). Получается, что в какой-то точке реактора топливо, оболочки и теплоноситель работают в предельном режиме, а в остальных они очень сильно недогружены. Коэффициент Кv можно разделить на радиальный и аксиальный Кv=Кr Kz . В однородном цилиндрическом реакторе аналитическое значение Кv равно 3.64, то есть средняя и максимальная плотности энерговыделения различаются в 3.6 раза! Такой реактор даже приблизительно нельзя признать оптимальным . Чтобы найти путь снижения неравномерности изобразим радиальный профиль энерговыделения (или потока) графически (рис. 2.4.).

Для топлива с обогащением, допустим, 1.6 % , кривая потока будет соответствовать линии «А». Линия «Д» - это линия максимально допустимых значений Фо и q0 . Точки кривой «А» нигде не превысят значений q0 . Попробуем изобразить здесь же кривые для более высоких обогащений , например 2.4 и 3.0%. Видно, что в области 0< r<r0 для кривых «В» и «С» технологические пределы по топливу превышены и их использование в этой области недопустимо. Однако видно также, что в области r0< r<R применение обогащения 2.4% вполне оправданно и явно улучшает коэффициент неравномерности. Также понятно, что в области r1< r<R целесообразно использование топлива 3.0% и это тоже улучшает КV .

Таким образом, отталкиваясь от понятия неравномерности можно принципиально указать путь организации оптимальной первой топливной загрузки с помощью профилирования обогащением. Собственно, именно так она и организована.

На основе тех же соображений можно наметить основные направления перегрузки топлива при частичных перегрузках через 300-400 сут. работы. Ясно, что вследствие выгорания топлива, его обогащение будет снижаться, пусть примерно на 1% за год. Тогда в топливе центральной части остаточное обогащение будет 0.6%, это топливо надо выгружать. В топливе средней части остаточное обогащение будет 1.4%, его можно будет использовать, перегрузив в центр. Топливо с периферии будет иметь остаточное обогащение 2.0, его можно использовать, перегрузив в середину. Ну а в периферийную часть нужно загрузить свежее топливо подпитки из хранилища, лучше обогащением 3.0 или чуть выше, например -3.6%. Постепенно увеличивая обогащение топлива подпитки при сохранении указанной схемы перегрузки реактор выводится на равновесный топливный цикл в котором топливом подпитки будет топливо обогащением 4.4% или 5.0%.

Как видно, даже на основе столь простых соображений можно принципиально сконструировать концепцию первой и последующих топливных загрузок. Разумеется, для точного планирования загрузки необходимы более аккуратные и детальные расчеты, но это уже вопрос потребной точности.

Абсолютно на тех же основаниях и соображениях делается профилирование в тепловыделяющих сборках с повышенным обогащением топлива (а именно ТВС с обогащением 3.6, 4.0, 4.4. и теперь и 5.0%) путем установки ТВЭЛов разного обогащения. Но этот вопрос будет рассмотрен в последующих главах. 


 


Рис. 2.4. Радиальные профили энерговыделения в реакторе с разным обогащением

Литература к гл.2.

1. C.E.Iliffe An Introduction to Nuclear Reactor Theory. Manchester university press 1984.


 

Оценка современного состояния разработки, строительства  и использования реакторов - размножителей:

Идея использования плутония, которая является ключевой в понятии замкнутого топливного цикла, в качестве топлива, а так же использования реакторов-размножителей не нова по своей сути, и в первые была предложена в 50-е годы прошлого века. В то время предполагалось, что уран представляет собой чрезвычайно редкий ресурс. Ученые пришли к выводу, что потребности в урановых ресурсах при опоре на производство энергии на реакторы-размножители будут значительно меньше, чем потребности в случае одноразового использования урана. Например, количество природного урана, сжигаемого в течение всего периода эксплуатации АЭС мощностью в 1000 мегаватт, использующей легководные реакторы (ЛВР - наиболее распространенный тип ядерного реактора), составляет 10000 т за 60 лет работы реактора. Тогда как для реактора-размножителя аналогичной мощности необходимо лишь 100 т урана.[1] Подобное стократное теоретически возможное сокращение потребления энергетического сырья убедило сторонников ядерной энергии в том, что реакторы-размножители, при условии извлечения плутония из облученного реакторного топлива (репроцессинга), станут сердцевиной полномасштабной ядерной энергетики будущего. Количество построенных реакторов, общая наработка и средства на ОКР и НИР ‑ свыше 50 млрд.$ США [2] характеризуют объём работ по БР в мире. СССР, Франция, Англия, ФРГ и Япония построили по одному АЭС БР‑прототипу мощностью 250-350МВтэл, а СССР и Франция ‑ полукоммерческие реакторы БН-600 и Суперфеникс (СФ), которые быстро вышли на проектные параметры, а БН-600 с 1980 года устойчиво работает в энергосистеме Урала. Накопленный опыт позволил создать и адаптировать нормы и правила эксплуатации натрийохлаждаемых реакторов, проектирования натриевых систем. Натрий уже применён в девятнадцати БР, три натриевых БР сейчас строятся. В реакторе и натриевом оборудовании качественно спроектированными и изготовленными, благодаря коррозионной инертности и низкому давлению теплоносителя отсутствуют причины, провоцирующие отказы. В СССР/России, в результате создания и эксплуатации четырёх БР: двух опытных, демонстрационного (БН-350) и полукоммерческого (БН-600), освоены технологии БР и натрия-теплоносителя, что было продемонстрировано надёжной работой двух энергоблоков.

Реализованные на промышленном уровне, благодаря прекрасным теплофизическим свойствам натрия-теплоносителя, эффективные рабочие параметры БР: высокая плотность тепловыделения ‑ q»1000кВт/л и выше, КВ»1.2, минимальная загрузка Pu в реактор, и, как следствие, эффективное время удвоения T2 оказались невостребованными сегодня из-за запасов Pu из ТP и низких темпов развития атомной энергетики. Смягчение требований к q, КВ и Т2 и некоторые трудности освоения технологии энергетических БР спровоцировали возврат из прошлого альтернативных теплоносителей (газ, пар, другие, кроме натрия, жидкие металлы) несмотря на давно известные здесь проблемы. Что касается традиционных БР ‑ с натрием-теплоносителем, ‑ то смягчение требований к отмеченным выше параметрам может быть использовано для упрощения некоторых систем и повышения запасов безопасности.

Однако на деле не смотря на достигнутые в этой области положительные результаты идея использования плутония в качестве топлива и реакторов-размножителей столкнулась с рядом сложных и до сих пор, не решенных проблем:


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"