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

Характер поведения реактора в разных диапазонах нейтронной мощности, диапазоны ДИ, ДП, ДЭ

При изучении свойств реактора и управлении им принято разделять очень широкий (8-15 порядков) диапазон нейтронной (или тепловой) мощности на три диапазона:

 диапазон источника (ДИ).;

 диапазон промежуточный (ДП);

  диапазон энергетический (ДЭ).

При этом важно осознавать, что один и тот же реактор ведет себя по-разному в каждом из этих диапазонов. Это различие обусловлено разной сущностью процессов в этих диапазонах. 

Подчеркнем, что и сама модель и система уравнений точечной (а при необходимости и пространственной ) кинетики являются общими для всех диапазонов мощности. В рамках этой модели особенности конкретных режимов заключаются лишь в том, что под величиной «реактивность» следует понимать, хотя и достаточно условно, сумму двух компонент: это реактивность внешнего воздействия ( через органы регулирования прямого воздействия на реактивность ) Dr0 и реактивность, обусловленную изменением внутреннего состояния самого реактора Drвн, (от изменения температур компонент реактора и изменения нейтронных сечений веществ в реакторе)

Dr(t) =Dr0 (t)+Drвн. (t) . (3. 6)

При этом изменение второй составляющей может быть осуществлено как внешним воздействием (путем разогрева или охлаждения установки через специальные системы), так и за счет разогрева /охлаждения установки при повышения или снижения ее собственной тепловой мощности.

В ряде состояний реактора и установки , таких как подкритическое состояние, холодный и горячий останов, работа в промежуточном диапазоне мощности (когда реактор критичен ), второе слагаемое практически постоянно и состояние реактора изменяется только путем внешнего воздействия. В других состояниях реактора, таких как режим работы на мощности это слагаемое сильно меняется ( причем оно изменяется также и с изменением выгорания, шлакования, отравления и т.п.).

Теперь рассмотрим особенности поведения реактора и различие способов управления им в разных диапазонах мощности.

Диапазон источника (ДИ). Этот диапазон простирается от уровня нейтронной мощности подкритического реактора с источником до мощности примерно 10-3-4 % от номинальной тепловой мощности. При этом, как отмечалось, все стационарные состояния подкритического реактора могут реализоваться только при наличии источника нейтронов S.

Источниками нейтронов в неработающем ядерном реакторе со свежезагруженным топливом являются:

1) спонтанное деление ядер топлива. Например, 238U самопроизвольно делится с периодом полураспада ТU= 8´1015 лет, испуская 2,3 нейтрона на деление. В одной тонне природного урана рождается примерно 15´103 н/с. В то же время четно-нечетный изотоп 235U делится в 22 раза медленнее. Так что спонтанное деление в топливе происходит преимущественно на четно-четных ядрах типа 232Th, 236U, 238U, 240Pu и других;

-2) нейтроны космического излучения: на уровне моря поток нейтронов составляет примерно Ф » 6,5´10-3 н/(см2´с) [ ~ 23 н/(м2´с) с энергией Е< 0,4 эВ и ~ 42 н/(м2´с) с Е> 0,4 эВ ].

Если ядерный реактор уже работал, то в нем накапливаются g-активные нуклиды. При наличии в активной зоне бериллия или тяжелой воды (в одной тоне обычной воды имеется примерно 200 г тяжелой) происходит еще фотонейтронная реакция на ядрах 9В и 2Н. Кроме того, в работающем ядерном реакторе в заметных количествах накапливаются спонтанно делящиеся трансурановые элементы (Np, Cm, Am, Cf и другие). Наибольший интерес представляет изотоп калифорния 252 Cf, в одном миллиграмме которого происходит 8´103 дел/с и испускается примерно 3´109 нейтр/c. Кроме того, в течение нескольких минут после остановки ядерного реактора некоторые продукты деления излучают запаздывающие нейтроны.

Таким образом, при наличии источника нейтронов в подкритическом ядерном реакторе поток нейтронов и мощность N устанавливаются на постоянном уровне, что и реализуется на практике, поскольку какой-либо из указанных источников обязательно присутствует.

Именно уникальная связь реактивности и мощности (3.3) позволяет контролировать приближение реактора к критическому состоянию по так называемой "кривой обратного умножения", а также измерять веса и калибровать все органы управления реактивностью (стержни СУЗ, борная кислота и т.п.) в подкритическом состоянии.

Переходные процессы нейтронной мощности от состояния (r1 ,N1) к состоянию (r2, N2 ) в этом диапазоне затухают через некоторое время (определяемое величиной внесенной реактивности Dr и подкритичностью, т.е. приближением значения КэффÞ1 или rÞ0) после окончания изменения реактивности.

Рис. 3.4. Изменение количества нейтронов в подкритическом и критическом состояниях ядерного реактора.

Проявление эффектов изменения реактивности, связанных с изменением внутреннего состояния реактора ( обратных связей) возможно только в случае изменений характеристик реакторной среды (температуры компонент, плотности и т.п.) за счет внешних воздействий. Собственное тепловыделение реактора в этом диапазоне не достаточно и не может вызвать изменение характеристик среды.

Промежуточный диапазон (ДП), простирается примерно от 10-3-4 % номинальной тепловой мощности Wном до примерно 1-3% номинальной мощности. Это уже критический реактор, который работает уже не за счет источника, а за счет самоподдерживающейся цепной реакции. Но у этого реактора собственное тепловыделение недостаточно, чтобы осуществлять разогрев топлива и теплоносителя, а значит, чтобы вырабатывать собственные внутренние обратные связи. Т.е. и в этом состоянии Drвн=0 или, точнее, константе, определяемой состоянием среды из-за внешних воздействий. Верхний предел мощности этого диапазона равный примерно 1-3% номинальной тепловой мощности Wном соответствует состоянию, когда в реакторе начинается разогрев топлива за счет цепной реакции и, следовательно, реальный, 0.5 0С и выше, подогрев теплоносителя.

В этом диапазоне реактор ведет себя в полном соответствии с тем, как это было описано в разделе 3.1 на рис. 3.2-3.3.

Энергетический диапазон (ДЭ). В этом диапазоне реактивность Drвн, уже может значительно изменяться за счет изменения собственного энерговыделения от цепной реакции. Таким образом, реактор за счет своего энерговыделения вырабатывает внутренние обратные связи, которые называют эффектами реактивности. Эти обратные связи, кроме того, обуславливают появление у реактора, при определенных условиях, совершенно новых свойств саморегулирования и устойчивости. Поскольку вопрос этот важный и сложный, он требует детального описания, которое дается в следующей главе.

Кроме того, вопросы организации диапазонов и их аппаратуры будут затронуты в главе, посвященной управлению реактором.

 

 

 

Литература к гл 3.

Бать Г.А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов М., Энергоиздат, 1982.

 Yu.Kazanski, E.Matusevich Experimental Physics of Nuclear Reactors.- Moscow, Energoatomizdat,1994.

Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок . М., Энергоатомиздат, 1989.

Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов М., Энергоатомиздат, 1986.

Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов.

Овчинников Ф.Я., В.В. Семенов Эксплуатационные режимы ВВЭР М., Энергоатомиздат, 1988.

G.R Keepin Physics of nuclear kinetics. Adisson-Westley P.C inc. London, 1965.

Международная кооперация как гарантия успешного  решения перечисленных проблем

Большой опыт работы на введенных в эксплуатацию БН показал, что  отдельные проблемы, связанные с работой реакторов данного типа не были решены и не могут быть решены отдельными странами. Даже не смотря на большие объемы инвестиций в эту область (средства на ОКР и НИР ‑ свыше 50млрд.$). Дальнейшие исследования в этой области с целью решения этих трудностей повлечет за собой ещё большие капиталовложения. Международная кооперация может помочь решить данную проблему путем разделения инвестиций в исследовании, а так же послужить гарантией успешного решения всех перечисленных выше проблем от экономики до нераспространения чувствительных технологий через обмен опытом между различными странами в области реакторов-размножителей и замкнутого топливного цикла.

Далее раздел содержит описание проектов по международной кооперации в области реакторов-размножителей и замкнутого топливного цикла:

5.1 Generation 4 International Forum

Проект Generation 4 International Forum начал свою деятельность в 2000 году. Проект представляет собой международный коллектив специалистов представляющих правительства различных стран, в которых ядерная энергетика играет важную роль в доле выработки электроэнергии и дальнейшее развитие которой в будущем считается необходимым.

Деятельность проекта направлена на совместные исследования и развитие ядерных технологий следующего поколения. На данный момент членами форума являются 13 стран : США, Аргентина, Бразилия, Канада, Франция, Япония, Южная Корея, Южная Африка, Швейцария, Великобритания, а так же присоединившиеся в 2006 году Россия, Китай и ЕС. [15]

После более чем двух лет размышлений и взвешивания всех за и против GIF (в то время представляющий ещё 10 первоначальных членов) опубликовал в конце 2002 года отчет, содержащий 6 реакторных технологий представляющих, по мнению членов проекта, наибольшую перспективу и развитие которых должно определить вид ядерной энергетики будущего.

Каждая их выбранных реакторных технологий обладает преимуществами перед ныне использующимися моделями в таких областях как: безопасность, экономическая эффективность, сопротивление распространению итд. И является ответом на возросший спрос на электроэнергию в мире.

На них сконцентрируются дальнейшие международные исследования в области реакторных технологий будущего.

Что не менее важно, по меньшей мере, по 4 из систем уже был накоплен достаточный опыт в эксплуатации. Что означает возможность  для их коммерческого освоения ещё до 2030г.

Стоит отменить, что 3 из 6 выбранных международных форумом технологий представляют собой технологии реакторов на быстрых нейтронах. Кроме того все они спроектированы таким образом чтобы использовать технологии замкнутого топливного цикла с целью увеличения ресурсной базы ядерной энергетики а так же минимизации количества высокотоксичных отходов. [12]

Три основных технологических направления реакторов на быстрых нейтронов, выбранных международным форумом Generation 4:


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"