Перспективы развития быстрых реакторов Источники знаний по быстрым реакторам Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании Гомогенный реактор с отражателем Основы физики ядерных реакторов

Быстрый реактор БН , водо-водянной реактор ВВР. Курсовые проекты

Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла.

Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании

Датой рождения российской ядерной энергетики принято считать 1954-й – год пуска в Советском Союзе первой атомной электростанции (АЭС) мощностью 6МВт. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии в мирных целях.

Вслед за относительно коротким этапом промышленного эксперимента последовал этап интенсивного строительства АЭС сразу в нескольких странах. Так к концу 1989 года в нашей стране выработка электроэнергии на АЭС составляет 220 – 255 млрд. квт. часов или 14% от её производства другими способами.

В ближайшее время ядерные реакторы будут использоваться, в основном, для производства электроэнергии, а основным типом используемых реакторов будут легководные реакторы типа ВВЭР. Эти реакторы получили наибольшее распространение как по числу, так и по суммарной мощности. Это объясняется наибольшей простотой их конструкции и отработанностью инженерных решений.

В последнее время всё большее внимание уделяется освоению реакторов на быстрых нейтронах (БР) для скорейшей реализации расширенного воспроизводства делящихся материалов.

Низкопотенциальное тепло предполагается получать либо на атомных электроцентралях (АТЭЦ), совмещая выработку тепла и электроэнергии, либо – на атомных станциях теплоснабжения (АСТ), предназначенных для производства только тепла – горячей воды и технологического пара.

С целью выработки высокопотенциального тепла создаются принципиально новые реакторы с нагревом теплоносителя внешнего контура до 900°С – высокотемпературные реакторы. Рассматривается использование высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов для нефтехимической и металлургической промышленности.

Из рассмотренного выше состояния и перспектив развития ядерной энергетики следует, что её структура постепенно усложняется и приобретает черты многоплановой отрасли. Решение этих проблем – длительный творческий процесс, в котором участвует всё большее число специалистов.

При любой форме использования ядерной энергии основным элементом станции является ядерный реактор, при проектировании и исследовании которого приходится решать многие задачи.

Одной из важнейших задач является экологическая проблема. Реактор не должен вносить существенных изменений в условия окружающей среды. Важной задачей является выбор материалов реактора, что в основном и определяет срок безопасной эксплуатации реактора. Со всеми задачами связана экономичность проектирования и эксплуатации реакторов.

При проектировании реактора выделяют следующие этапы нейтронно–физического расчёта:

теплофизический расчёт, определение максимальных температур элементов активной зоны и запасов до предельно допустимых, определение до кризиса кипения;

расчёт микро – и макросечений;

расчёт эффективного коэффициента размножения;

расчёт коэффициента воспроизводства;

расчёт эффектов изменения реактивности от температуры и времени работы реактора;

расчёт органов регулирования реактора;

гидродинамический расчёт.

При решении этих задач интенсивно развиваются, и к настоящему времени разработано большое количество различных алгоритмов, описывающих физический расчёт реакторов. Большинство этих алгоритмов очень сложны и требуют для своей реализации сотрудничества физиков, математиков и программистов с использованием самых современных ЭВМ. Сложная структура реакторных моделей требует использования громоздких численных методов. Большие объёмы исходной, промежуточной и выходной информации вместе со сложностью реализации алгоритмов предъявляют большие требования к ресурсам ЭВМ.

На основании вышеизложенного невозможно применение этих программ в учебном плане. С другой стороны, необходимо иметь сравнительно несложную программу, реализующую простой, но достаточно точный метод расчёта тех или иных задач теории и эксплуатации ядерных реакторов.

В этой связи целью данного курсового проекта является анализ физических особенностей реакторов с легководным замедлителем-теплоносителем, составление алгоритма расчёта в условиях допустимых приближений и сопоставление расчётных значений с экспериментальными данными.

1. Нейтронно-физические особенности реакторов типа ВВЭР

Среди многообразия типов реакторов для АЭС важнейшее место занимают водо-водянные энергетические реакторы (ВВЭР). В России построены и эксплуатируются такие реакторы на Нововоронежской, Кольской, Калининской, Балаковской АЭС.

Конструктивно ВВЭР относятся к корпусным реакторам, по спектру нейтронов - к тепловым, по материалам замедления и отвода тепла - к легководным. В качестве топлива используется низкообогащённая (2-5)% двуокись урана UO2.

В связи с тем, что в ТВЭЛах таких реакторов типичное значение отношения объёмов воды V1 и топлива Vо (водо-урановое отношение) равно примерно двум, средний путь нейтрона в замедлителе  соизмерим со средней длиной отрезка траектории между двумя последовательными актами рассеяния ls1, что обуславливает большую вероятность для нейтрона, вылетевшего из топлива, испытать первое соударение в соседних ТВЭЛ. Такая решётка называется тесной.

Теснота решётки приводит к появлению ряда особенностей физических процессов во всех областях энергий нейтронов. Для иллюстрации на рис.1.1 представлено распределение потока нейтронов в зависимости от номера энергетической группы.

Рис. 1.1 Зависимость потока нейтронов от летаргии в уран-водной решётке

В области энергий быстрых нейтронов теснота решётки мало сказывается на характере кривых, которые определяются в основном спектром нейтронов деления. В области энергий замедляющихся нейтронов при (V1/Vо)=1 имеет место постепенное снижение потока нейтронов, так как нейтроны поглощаются топливом в процессе замедления, тогда как для более разреженной решётки (V1/Vо)=4 поток нейтронов остаётся практически постоянным. В области тепловых энергий нейтронов максимум смещается в сторону больших энергий. Происходит, так называемое, ужесточение спектра, которое удобно характеризовать спектральным индексом

   (1.1)

где - макроскопическое сечение деления U5 ,Ecd - асимптотическое значение энергии поглощения тепловых нейтронов кадмием, который равен отношению скоростей деления U5 в областях энергий замедляющихся тепловых нейтронов.

Доля деления надтепловыми нейтронами зависит от вида топлива (UO2, металлический уран) и тем больше, чем выше его обогащение и меньше шаг решётки. Так при использовании топлива на основе UO2 c обогащением 3.0 % и V1/V2 = 1.8; индекс d5=0.15, что означает относительно высокую долю делений надтепловыми нейтронами для реакторов данного типа. Это объясняется наличием большого «перекрёстного» эффекта между блоками.

Для тесных решёток, как мы уже отмечали, для нейтронов резонансных энергий, вылетающих из топливного блока, относительно велика вероятность испытать первое столкновение в одном из соседних блоков, поскольку минимальное расстояние между ТВЭЛами в ВВЭР примерно в два раза меньше длины свободного пробега. Это приводит к тому, что спектр нейтронов в реакторе будет обеднён нейтронами резонансных энергий. Таким образом, взаимное «затенение» блоков для резонансных нейтронов способствует увеличению вероятности избежать резонансного поглощения j. В тоже время диаметры топливных блоков в тесных решётках (7-9 мм) существенно меньше, чем в разреженных (20-25 мм). При этом переход к тонким блокам приводит к заметному уменьшению вероятности избежать резонансного поглощения. Это уменьшение не компенсируется эффектом затенения, поэтому j в ВВЭР ниже, чем в разреженных решётках, и находится в интервале 0.74¸0.79.

Уран-водные решётки обладают малым значением возраста нейтронов tр. Поскольку возраст нейтронов в чистом замедлителе зависит от ядерной плотности в квадрате, то имеется сильная зависимость tр от температуры воды. Так при рабочей температуре tр= 55-60 см2, а для холодного состояния tр = 35-40 см2 . Заметное превышение tр над возрастом нейтронов для воды tН2О наблюдается при малых отношениях V1/V2, поскольку в этом случае уменьшается вероятность для нейтрона испытать столкновение в воде.

Величина квадрата длины диффузии в тесных решётках L2<<tр и составляет при рабочих температурах 3.5-4.0 см2. Таким образом, длина миграции Мp практически полностью определяется длиной замедления  и при работе на мощности Мp составляет 7-8 см.

Поскольку эффективная добавка по радиусу и высоте d примерно равна длине миграции Мр, то её значение для ВВЭР также мало (6-7 см). Увеличение температуры приводит к изменению практически всех величин, входящих в коэффициент размножения К¥, причём эти изменения имеют разные знаки. Однако, в основном, изменение К¥ с температурой определяется изменением вероятности избежать резонансного поглощения.

Топливо в реакторах ВВЭР периодически, с интервалом около года, частично перегружается. За это время К¥ значительно уменьшается, поскольку коэффициент воспроизводства мал (~0.5). Поэтому запас реактивности на выгорание значителен ~13% (Таблица 1.1).

Большое значение отрицательного эффекта реактивности и периодическая перегрузка топлива приводит к тому, что в начале компании реактор имеет большую избыточную реактивность, в результате чего требуется большое число компенсирующих органов СУЗ и вследствие чего ухудшается использование нейтронов из-за увеличения их вредного поглощения.

Таблица 1.1 

Значение эффектов реактивности для реактора ВВЭР-1000

 

наименование эффекта

начало кампании

конец кампании

1

Температурный эффект

-0.05

-0.057

2

Мощностной эффект

-0.011

-0.013

3

Отравление ксеноном

-0.028

-0.036

4

Отравление самарием

-0.006

-0.008

5

Глубина выгорания

-0.130

-0

Сумма эффектов

-0.225

-0.114

Таким образом, нейтронно-физические особенности реакторов ВВЭР сводятся к следующему:

большая жёсткость спектра нейтронов, заметная доля делений надтепловыми нейтронами;

большая доля делений U8 надпороговыми нейтронами;

взаимное затенение блоков для нейтронов резонансных энергий;

большой начальный запас реактивности;

динамическая устойчивость и безопасность эксплуатации.

Наличие вышеперечисленных особенностей необходимо учитывать при проведении нейтронно-физического расчёта реакторов этого типа.

 Методика расчёта реакторов с тесной решёткой Любой гетерогенный реактор физически очень сложен для расчёта в один этап, т. е. для расчёта, который бы учитывал и внутреннюю геометрию активной зоны (распределение потока нейтронов всех энергий в твэлах и окружающем каждый из них замедлителем) и её конечность, обуславливающую утечку нейтронов из реактора. Трудность подхода к задаче усугубляется и тем, что как внутри ТВЭЛов, так и в прилежащих к ним слоях замедлителя почти при всех энергиях нейтронов неприменимо диффузионное приближение.

Метод вероятности первых столкновений Расчёт средних значений потоков нейтронов вблизи отдельных однородных зон можно произвести различными способами. Один из них - метод вероятности первых столкновений(ВПС). Он приобретает всё большее значение, т. к. позволяет, не прибегая к громоздким вычислениям, с достаточной точностью определить необходимые величины.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Во всех реакторах имеет место деления ядер, вызванное надтепловыми нейтронами. Различают два типа надтеплового деления топлива: на резонансных и на быстрых нейтронах с энергией выше порога деления U8. Рассмотрим такой жизненный цикл нейтронов, при котором вклад в размножение нейтронов обусловлен только поглощением тепловых нейтронов -U5.

Вероятность избежать резонансного поглощения (третья энергетическая группа) В реакторах на тепловых нейтронах из общего числа нейтронов, поглощённых в процессе замедления, подавляющая часть поглощается на резонансах U8. Расчёт энергетического спектра нейтронов и вероятности избежать резонансного поглощения в этом случае не может быть выполнен аналитически. Поэтому используем достаточно точные приближения, основанные на физических соображениях.<

Задачи, стоящие перед реакторами - размножителями  и причины необходимости их развития: разработки, создания и использования

Настоящее время характеризуется системным кризисом мировой энергетики, который заключается во всё нарастающем противоречии между ростом потребления энергии, которое на 90% обеспечивается органическим топливом, и ограничениями – ресурсными и экологическими - связанными с органической энергетикой:

По современным оценкам население Земли к середине этого века возрастет примерно в 1,5 раза (до уровня 10 млрд. чел.). При условии реализации жестких мер по энергосбережению и при сохранении современных пропорций в потреблении энергии между развитыми и развивающимися странами энергопотребление в мире должно увеличиться примерно так же. Если же произойдёт выравнивание удельных энергопотреблений в развитых и развивающихся странах, на что указывает тенденция последних лет, то спрос на энергоресурсы к 2050 г. может возрасти в три раза по сравнению с современным уровнем.

Темп роста потребления органического топлива существенно превосходит скорость пополнения их ресурсной базы. Поэтому, вполне вероятно, что к середине текущего века спрос на энергию нельзя будет обеспечить за счет традиционных технологий использования ископаемых ресурсов.

Использование органического минерального топлива осуществляется главным образом путем его сжигания, что приводит к огромному количеству ежегодных вредных выбросов в атмосферу. С энергетикой на органическом топливе связано развитие таких негативных крупномасштабных экологических явлений, как «закисление» осадков и «парниковый эффект».

В России ситуация усугубляется высокой энергоёмкостью национального дохода и чрезмерной газификацией российской электроэнергетики:

В последнее двадцатилетие рост мировой экономики обеспечивался примерно в равных долях за счет увеличения производства энергоресурсов и улучшения их использования, а в развитых странах увеличение энергоэффективности давало 60–65% экономического роста. В результате энергоемкость национального дохода уменьшилась за этот период в среднем по миру на 18% и в развитых странах – на 21–27%. В отличие от этой безусловно позитивной глобальной тенденции в России энергоемкость национального дохода не снижалась, а увеличилась в 1990–1996 гг. на 15% и затем стабилизировалась на уровне, превышающем среднемировой показатель ~ в 3 раза и показатели развитых стран – в 3,5–3,7 раза. Любые рациональные сценарии социально-экономического развития России можно реализовать лишь при структурной перестройке экономики, снижающей удельный расход энергетических ресурсов.

Для европейских районов страны, доля газа в общем энергопотреблении составляет 60%, а в топливоснабжении электростанций и котельных – соответственно 74 и 78%. Чрезмерная доля газа в топливно-энергетическом балансе опасна, по условиям текущей надежности и долгосрочной устойчивости энергоснабжения потребителей, поскольку поставки газа сейчас и в перспективе на 85% обеспечиваются из одного района по сетям протяженностью несколько тысяч километров. [11]

Для базового варианта (Рис.1) развития электроэнергетики России в соответствие с прогнозами МЭР принимается следующая оценка производства электроэнергии: 1710 млрд.кВт.ч  в 2020 г. и 2800 млрд.кВт.ч в 2050 г., а для максимального варианта (Рис. 2) - 2000 млрд.кВт.ч в 2020 г. и 3500 млрд.кВт.ч в 2050 г. [11]

/P>

До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.
Этап интенсивного строительства АЭС