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.

 Гомогенный реактор с отражателем

В целях определения критических размеров плоского гомогенного реактора запишем уравнения диффузии для активной зоны и отражателя с соответствующими граничными условиями. Внутри активной зоны уравнение миграции и размножения нейтронов имеет вид:

 , (3.12)

где - материальный параметр активной зоны.

Отражатель не содержит делящегося материала, поэтому чисто формально можно записать

 , (3.13)

где - материальный параметр отражателя.

Граничные условия на поверхности раздела активной зоны и отражателя имеют вид:

  . (3.14)

На экстраполированной границе отражателя поток нейтронов обращается в нуль:

 . (3.15)

Решая уравнения (3.12) и (3.13), можно получить условие критичности реактора. Так для плоского реактора оно имеет вид:

  , (3.16)

где  - толщина отражателя; Н - высота активной зоны, которая устанавливает связь между геометрическими размерами и параметрами сред .

В реакторе без отражателя =0 условие критичности сводится к утверждению

  . (3.17)

Наличие отражателя приводит к уменьшению критических размеров, что следует из критерия критичности (3.16): критическая полутолщина  меньше . Вводим понятие эффективной добавки , определяемой как

 , (3.18)

Условие критичности, используя понятие , имеет вид [1]:

  (3.19)

Для тонких отражателей, когда  и  эффективная добавка

 , (3.20)

пропорциональна толщине отражателя.

В другом пределе , будем иметь

 . (3.21)

Так как  и - величины одного порядка, то

 , (3.22)

таким образом, в случае тонких отражателей d определяется геометрическими характеристиками, а в случае толстых - физическими свойствами.

Используя понятие эффективной добавки, реальный критический реактор можно заменить критическим реактором без отражателя. Тогда критическое уравнение для плоского реактора с отражателем имеет вид:

 . (3.23)

Перейдём к рассмотрению цилиндрического реактора с радиусом , окружённого только боковым отражателем толщиной и экстраполированной высотой Нэ.

Условие критичности для такого реактора имеет вид:

 , (3.24)

где ; и - соответственно радиальные геометрические параметры активной зоны и отражателя, равные

 , (3.25)

, I0, I1- функции Бесселя первого рода нулевого и первого порядка; К0, К1 - функции Бесселя от мнимого аргумента первого и второго рода.

Если d << R и , то левую часть выражения (3.24) можно разложить в ряд Тейлора, а для правой использовать асимптотическое разложение функции Бесселя. В этом случае условие критичности можно записать так:

 . (3.26)

Множитель  учитывает кривизну активной зоны.

Если отражатель расположен на основаниях цилиндра, то задача решается аналогично рассмотренной выше.

Определив из (3.25) эффективную добавку  для холодного и горячего реактора, нужно сравнить её значение с принятой величиной в тепловом расчёте и оценить систематическую погрешность определения поля температур, которая должна составлять не более 10%.

Материальный параметр цилиндрического реактора в критическом состоянии определим из выражения

  , (3.27)

где  - первый корень функции Бесселя первого рода нулевого порядка.

Тогда эффективный коэффициент размножения для холодного и горячего реактора будет равен

 . (3.28)

Коэффициент использования тепловых нейтронов В реакторах ВВЭР основная доля деления ядер (»85¸90)% происходит нейтронами, входящих в четвёртую тепловую энергетическую группу. Поэтому параметры этой группы должны быть определены по возможности более точно.

Число вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом нейтрон

Расчёт эффективного коэффициента размножения Расчёт одногрупповых констант активной зоны и отражателя

 Расчёт кампании водо-водянного реактора Изменение концентрации топливных компонент в реакторе Во время работы в реакторе непрерывно протекают процессы, приводящие к изменению нуклидного состава. С течением времени постепенно выгорают ядра загруженного в реактор топлива и образуются новые. Среди последних следует выделить делящиеся ядра . Процесс накопления этих ядер принято называть воспроизводством делящегося материала.

Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем

 В России на базе ядерных реакторов для подводных лодок разработан концептуальный проект модульного свинцово-висмутового быстрого реактора СВБР-75/100 с внутренне присущей безопасностью. В проекте реализованы следующие основные подходы и технические решения[22, 23]: моноблочная (интегральная) компоновка оборудования первого контура бассейнового типа с полным исключением арматуры и трубопроводов свинцово-висмутового теплоносителя; использование двухконтурной схемы теплоотвода; обеспечение естественной циркуляции теплоносителя в теплоотводящих контурах, достаточной для расхолаживания реактора; размещение реакторного моноблока со страховочным корпусом в баке системы пассивного отвода тепла, заполненного водой и выполняющего также функцию нейтронной защиты; единовременная выгрузка всего топлива по окончании кампании, загрузка свежего топлива в составе собранной вне реактора активной зоны.

 В связи с более высокой по сравнению с другими жидкометаллическими теплоносителями стоимостью свинцово-висмутового теплоносителя в проекте разработаны меры по уменьшению его удельной массы. Для этого выбраны оптимальные размеры активной зоны, обеспечивающие коэффициент воспроизводства около единицы при мощности реактора 100 МВт. Еще одним путем снижения удельной массы теплоносителя является увеличение его средней скорости  и уменьшение длины контура циркуляции, устранение внутриреакторного хранилища отработанного ядерного топлива и внутриреакторных механизмов перегрузки топлива, свойственных быстрым реакторам с натриевым теплоносителем.

 В результате удельная масса висмута для СВБР-75/100 составляет 1100 кг/МВт. Основные характеристики СВБР-75/100 приведены в таблице 3.Гибкость реактора СВБР-75/100 по отношению к технологиям топливного цикла позволяет работать на том виде топлива, который является наиболее эффективным [23]. Габариты реакторного моноблока 4,5x7,5 м и масса с теплоносителем и топливом 495 т позволяют его транспортировку железнодорожным и водным транспортом. Транспортировка топлива в реакторном моноблоке с затвердевшим свинцово-висмутовым теплоносителем исключает риск ядерной и радиационной аварии и создает дополнительный технический барьер на пути хищения топлива. Фактором,  сдерживающим использование свинцово-висмутового теплоносителя в крупномасштабной  ядерной энергетике, является его высокая стоимость. Кроме того, сохраняется проблема коррозии конструкционных материалов [19].В Японии разрабатывается концепция модульного реактора повышенной безопасности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем LSPR [24]. Реакторный модуль содержит активную зону, два циркуляци- онных насоса и два змеевиковых парогенератора,размещенных в корпусе реактора. Габариты реакторного модуля – диаметр 5,2 м, высота 15,2 м, что позволяет обеспечить его транспортировку при заводском изготовлении.К преимуществам реакторов малой мощности следует отнести то, что такие реакторы значительно менее требовательны в отношении площадок размещения. Область применения таких реакторов шире. Можно ожидать, что они будут обладать более высоким импортным потенциалом,чем реакторы большой мощности, с учетом расширения рынка развивающихся стран.

 В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

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