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

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. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС), однако, считается, что такие реакторы имеют большое будущее. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238.

Виды эффектов реактивности.

Для понимания сущности эффектов реактивности следует начать с главного – с причин появления эффектов реактивности. Главной причиной появления почти всех (или большинства ) эффектов можно считать изменение средней температуры реактора, т.е. всех компонент его среды, вызванное как работой внешних (по отношению к реактору) систем ЯЭУ, так и работой самого реактора (на мощности свыше 1%).

Какие же конкретные параметры и характеристики реактора могут обуславливать появление эффектов реактивности?. Это характеристики среды и параметры эксплуатационных режимов реактора : температуры топлива, замедлителя и теплоносителя Т, плотности жидких веществ g (здесь правильнее говорить об удельном объеме), глубина выгорания топлива В, концентрация ксенона и самария, концентрация поглотителей (борной кислоты, кадмия, эрбия или гадолиния), доли пара j, наконец мощность W. В этом ряду могут быть также и другие параметры (расход теплоносителя, давление и т.п.). Соответственно в реакторах выделяют коэффициенты реактивности (КР) по этим параметрам- температурам, плотностям, мощности и т.п.

Изменение температуры элементов активной зоны сложным образом влияет на реактивность. Здесь можно выделить влияние температуры на изменение физических свойств веществ (плотность, доля пара и т.п.) и влияние ее на изменение ядерно-физических свойств этих же веществ и, соответственно, спектра нейтронов (имеется в виду изменение сечений взаимодействия воды, топлива, поглотителей в разных областях энергий). Поэтому можно рассматривать и анализировать эффекты по каждому материалу, области энергий, физической или ядерно-физической сущности по отдельности или группировать их по каким-либо признакам, что более рационально.

Существенно также, что каждый из эффектов имеет свои характерные времена развития, а, значит, и запаздывания (t) по отношению к исходному процессу изменения температур. Поэтому по временным характеристикам выделяют эффекты медленно изменяющиеся во времени и быстродействующие, динамические.

Характер зависимости реактивности от температуры определяет динамические свойства реактора и решающим образом влияет на его устойчивость. Поэтому знание указанных зависимостей для каждого реактора совершенно необходимо.

Температурный эффект реактивности

Температурный -ТЭР (rт) является интегральной характеристикой влияния температуры на реактивность и представляет собой изменение реактивности при разогреве или расхолаживании реактора в заданном интервале температур (при условии равномерности температурного поля по реактору). Он является интегральным потому, что в этот эффект войдут эффекты и на топливе и на замедлителе, причем во всех областях энергий. Измеряется температурный эффект реактивности так же, как и реактивность и в тех же единицах. ТЭР реактора ВВЭР определяют (в соответствии с 4.2) как изменение его реактивности при разогреве от 20 °С до рабочей температуры 270 °С:

rт = r(Т2) - r(Т1) (4.3а )

Температурный коэффициент реактивности  ТКР (a, °С-1) в соответствии с (4.1а) является характеристикой изменения реактивности при разогреве реактора на 1 °С:

aт = drт/dT (4.3в)

 С практической точки зрения rт и aт удобно разделить на две составляющие: эффект и коэффициент медленно изменяющиеся во времени при изменении температуры и режима работы ( т.н. изотермические rt и at) и быстрые, отслеживающие изменение мощности ядерного реактора (динамические, мощностные rN и aN):

rт = rt + rN;

aт = at + aN.

Для того чтобы проанализировать влияние температуры на КР aт, а значит и на температурный эффект реактивности, нужно воспользоваться формулами (4.1), где в качестве параметра «р» будет фигурировать температура Т. Тогда можно определить характер изменения каждого из слагаемых формул (4.1а-с).

Изменение параметров, входящих в (4.1), обусловлено в основном двумя факторами: изменением макроскопических сечений взаимодействия нейтронов с ядрами атомов(по мере разогрева размножающей среды их скорость увеличивается, изменяются также энергии в степенях свободы воды для тепловой области); изменением плотности материалов активной зоны, определяющей их концентрацию, а следовательно, и макроскопические сечения.

  Уже отмечалось, что по физической сущности все эффекты можно разделить на ядерно-физические и физические. Поэтому при анализе зависимостей температурных эффектов их также разделяют на две составляющие:

Ядерный ТЭР rя, -эффект, определяющий зависимость реактивности от микроскопических сечений материалов активной зоны при условии постоянства их плотностей;

 Плотностной ТЭР rп, -эффект, определяющий зависимость реактивности от плотности материалов активной зоны при условии постоянства их микроскопических сечений.

При известных rя и rп можно определить полный температурный эффект реактивности как сумму: rт = rя + rп. Аналогичным образом для коэффициентов можно записать: aт = aя +aп. . Каждую из составляющих ТЭР и ТКР можно представить в соответствии с определенными моделями.

Ядерный температурный эффект реактивности

Общая характеристика составляющих ядерного ТЭР. Целесообразно разделить ядерный ТЭР на две составляющие:

Составляющую, обусловленную изменением температуры и ядерных сечений взаимодействия замедлителя и приводящую в итоге к изменению спектра тепловых нейтронов;

 Составляющую, обусловленную изменением температуры топлива и приводящую к уширению резонансов тяжелых ядер (235-238U, 239-241Pu ), т.е. к изменению зависимости сечения поглощения от энергии нейтрона вблизи каждого резонанса (так называемый эффект Доплера) .

Первая составляющая связана с изменением энергии нейтронов, находящихся в тепловом равновесии со средой. Увеличение температуры среды (определяющее значение имеет температура замедлителя) приводит к смещению спектра тепловых нейтронов в сторону более высоких энергий (разогрев). Этот процесс приближенно характеризуется изменением средней энергии или температуры нейтронов или «нейтронного газа» следующим образом:

Тng =То [1+1.4*åа (KT)/xås ] (4.4)

Где: То -температура замедлителя;

åа –макроскопическое сечение поглощение среды (тепловое);

xås – замедляющая способность среды.

Поскольку сечения поглощения зависят именно от температуры нейтронного газа и снижаются с ростом энергии нейтронов (обычно по закону »1/v=1/ÖЕ ), то разогрев уменьшает поглощение нейтронов в активной зоне реактора. Вследствие увеличения энергии сшивки спектров с ростом температуры при разогреве сокращается также интервал замедления нейтронов. Кроме того, сечения когерентного и некогерентного рассеяния водорода в молекулах воды в зависимости от энергии в тепловой области также изменяются, что можно учесть только в рамках очень сложных моделей. Эффект смещения спектра тепловых нейтронов в той или иной степени сказывается на всех остальных характеристиках размножения среды.

 Вторая составляющая (топливо) относится к промежуточной, вернее резонансной, области энергий. Скорость реакции нейтронов с ядрами определяется их относительной скоростью движения, причем абсолютная скорость теплового движения ядер (их колебания в решетке) увеличивается при разогреве и уменьшается при расхолаживании. Такое изменение температуры приводит к изменению формы резонансных пиков сечения поглощения, прежде всего ядер 238U, поскольку относительная скорость в системе нейтрон-ядро изменяется. Чем выше температура среды, тем сильнее снижается значение сечения в максимуме резонанса sмах и тем сильнее уширение резонансного пика. При этом площадь под кривой резонансного пика всегда остается неизменной. По ассоциации с акустикой изменение формы резонансов вследствие теплового движения ядер названо доплер-эффектом, а соответствующий эффект и коэффициент реактивности в топливе называются доплеровскими –ДКР и ДЭР.

Доплер-эффект оказывает влияние как на вероятность избежать резонансного захвата в 238U, так и на поглощение и деление 235U и 239Pu во всей резонансной области и, в частности, в области их очень важного первого резонанса при 0.3 эВ.

Так как доплеровское изменение ширины резонансных пиков является следствием изменения температуры топлива, а смещение спектра тепловых нейтронов вызывается изменением температуры замедлителя, то в динамическом отношении (по времени запаздывания t) эти эффекты значительно различаются.

Составляющие ядерного ТКР

Важнейшие составляющие ядерного ТКР можно проанализировать с использованием выражения (4.1) и выявить зависимость от температуры его слагаемых.

Слагаемое 1/j( dj/dT ) характеризует влияние температуры на вероятность избежать резонансного захвата. Формулу (2.6 ) удобно записать в виде:

j = exp ( - const Iаuэф ) (4.5)

Влияние эффекта Доплера на вероятность избежать поглощения в процессе замедления сказывается только через эффективный резонансный интеграл Iu эф. В гетерогенных реакторах j всегда зависит от температуры топлива и с ростом последней j уменьшается. Это объясняется тем, что полуширина каждого резонанса Г является таковой только при температуре 0К. При нагревании до температуры Т она увеличивается на величину т.н. доплеровской добавки Dд = Ö 4КТЕ/(А+1)2, где К- постоянная Больцмана, Е- энергия, т.е. Г2(Т)= Г2+Dд.2 .

В результате уширения каждой из резонансных линий, радиационный захват на 238U растет и вклад резонансного захвата в ядерный ТКР всегда оказывается отрицательным, т.е.:

[1/j( dj/dT )]я<0.

Физически указанная закономерность вполне очевидна. Увеличение температуры при прочих равных условиях приводит к снижению j, так как в этом случае за счет отличия энергии относительного движения нейтронов от их абсолютной энергии большее число нейтронов может попасть в область резонанса.

  Итак, изменение слагаемого [1/j(dj/dT)]я в формуле (4.1) зависит только от свойств ядер в области резонансных нейтронов.

 Изменение слагаемых 1/nэф ( dnэф /dT ) и 1/Q( dQ/dT ) выражения (4.1) определяется изменением жесткости спектра тепловых нейтронов. При этом вклады этих слагаемых в aя существенно различаются по величине. Наименьший вклад дает слагаемое 1/nэф ( dnэф /dT ) (а также 1/m(dm/dT)) которое вообще от тепловых нейтронов не зависит). Можно считать, что:

[1/m( dm/dT )]я » [1/nэф( dnэф/dT )]я » 0.

Величина m от энергии нейтронов зависит слабо и только в связи с изменением Р - вероятности первого соударения нейтрона в урановом блоке. При оценке температурного эффекта указанная зависимость столь незначительна, что ею обоснованно можно пренебречь.

 Величина nэф также мало изменяется с изменением температуры. Существующая слабая зависимость nэф(Тср) обусловлена тем, что микроскопические сечения sf5 и sа5 по- разному отклоняются от закона 1/v в случае изменения температуры размножающей среды (что выражается в зависимости т.н. фактора Весткотта). Ситуация для nэф(Тср) заметно изменяется лишь при накоплении в топливе вторичного делящегося изотопа 239Pu, сечения деления и поглощения которого в области 0.3 эВ имеют очень сильный ( по сравнению с первичным 235U) резонанс. Правда, эти изменения гораздо более сильно заметны в мягком спектре реакторов типа РБМК ( где они проявляются в перемене знака и в появлении положительных парового и мощностного КР и ЭР).

Чтобы оценить вклад в aя слагаемого [1/Q(dQ/dT)]я, необходимо обратиться к выражению (2.8). В нем коэффициент использования тепловых нейтронов при постоянной плотности компонентов размножающей среды обратно пропорционален произведению коэффициента проигрыша d - Фзср/ФUср на отношение sаз/sа5.

Из-за того, что с повышением температуры среды поглощение нейтронов уменьшается, длина диффузии в материалах ячейки возрастает, а это приводит к уменьшению неравномерности распределения потока тепловых нейтронов (Ф) в ячейке и, следовательно, к снижению коэффициента проигрыша, что положительно сказывается на величине Q.

Отношение же sаз/sа5, характеризующее относительное поглощение нейтронов в замедлителе, претерпевает изменения вследствие того, что sаз с увеличением температуры уменьшается пропорционально 1/v, а sа5 изменяется с отклонением от закона 1/v. В результате, при разогреве ядерные эффекты увеличивают относительное поглощение нейтронов в замедлителе, что отрицательно сказывается на величине Q.

 Поскольку рассмотренные факторы разнонаправлено влияют на Q, то результат будет зависеть от соотношения их вкладов.

  В итоге, проведенная оценка влияния указанных факторов на aя при разогреве реактора свидетельствует о том, что:

[1/Q( dQ/dT )]я >0.

Температурная зависимость слагаемого [B2dM2/dT] также определяется в результате сопоставления двух конкурирующих эффектов, так как при увеличении Тср с одной стороны значение L2 растет из-за снижения поглощения, а с другой значение t уменьшается вследствие увеличения энергии сшивки и соответствующего сокращения интервала замедления. В результате [B2dM2/dT]я<0, что определяется величиной соотношения L2/t.

 Подводя итог сказанному, можно заключить, что ядерный ТКР определяется балансом следующих слагаемых (в котором знаки слагаемых отражают знак их вклада) :

aя =[1/Q( dQ/dT )]я - [1/j( dj/dT )]я - [B2dM2/dT]я (4.6)

 Во многом знак aя зависит от соотношения ТUср и Тзср . В случае, когда изменение средней температуры топлива D ТUср примерно равно изменению средней температуры замедлителя D Тзср (малая мощность в топливе), первое слагаемое оказывается больше, чем второе. Эффект изменения j начнет превалировать над эффектом изменения Q только при (D ТUср/D Тзср)³3.

Знак ТКР важен, так как он в значительной степени влияет на устойчивость реактора, о чем будет сказано ниже, и он определяет знак ядерного ТЭР.

В заключение следует отметить, что выше были рассмотрены те эффекты, которые являются наиболее общими. А вообще при анализе температурного коэффициента и температурного эффекта реактивности, кроме рассмотренных, необходимо учитывать и такие факторы как:

 - изменение эффективности отражателя, который через эффективную добавку влияет на геометрический параметр В2 и, следовательно, на r;

изменение эффективности средств регулирования мощности и компенсации реактивности, что влияет на Q и соответственно на r;

  - изменение поглощения нейтронов накопившимися в активной зоне нуклидами с большим сечением поглощения ( 239Pu, 135Xe, 149Sm ), что сказывается на Q и соответственно на r.

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:

Эффекты реактивности в реакторе. Общие определения и требования к коэффициентам реактивности.

Плотностной эффект реактивности В соответствии с приведенным выше определением плотностной эффект обусловлен зависимостью реактивности от плотности воды или, более точно, раствора борной кислоты- rт = f(gн2о) при s = const.

Мощностной эффект реактивности Когда теплопроводность ядерного топлива в реакторе мала (как у UO2 в реакторах ВВЭР), то с увеличением мощности сильно изменяется профиль температуры в твэле и возрастает радиальная неравномерность ее распределения. Если на внешней поверхности топливной таблетки температура составляет примерно 350-400 0С, то в центре твэла она достигает 1500 0С и более (в режимах нормальной эксплуатации).

Натриевоохлаждаемые быстрые реакторы

Единственная технология которая базируется более чем на 300 реактор-годах опыта работы на реакторах, на быстрых нейтронах данной конфигурации работавших в более чем 8 странах. Они используют обедненный уран в качестве топлива и обладает температурой охладителя в 550 градусов. Что позволяет обеспечивать воспроизводство электроэнергии через второй натриевой контур в то время как первый работает практически при атмосферном давлении. Были предложены два варианты использования данной технологии: 150-500Mw модель с актиноидами, объединенными с металлическом топливе, нуждающимся в пирометаллургическом репроцессинге на станции или же 500-1500Mw модель, работающая на традиционном MOX топливе и подвергающемся репроцессингу где то в другом месте [3].

В 2008 Франция, Япония и США подписали соглашения о сотрудничестве в области разработки натриевоохлаждаемого быстрого реактора. Изначально они сконцентрируют свои исследования на реактора Phenix пока он не будет заглушен в 2009 году, затем они переключатся на реактор Mоnju в Японии [3].

Схема 2. Реактор БН -800

Стоит отметить что, РФ обладает накопленным опытом как по направлению технологий РБН со свинцовым теплоносителем, так как в СССР он использовался на реакторах подводных атомоходов альфа класса, так и по направлению технологий РБН с натрием в качестве теплоносителя, В свое время в СССР работал целый ряд экспериментальных реакторов использующих натрий. Включая полукомерческий БН -350 работавший в Казахстане. Который по мимо своих основных функция использовался для опреснения воды в засушливом районе страны. На данный момент РФ обладает единственным работающим натриевым реактором БН-600 вырабатывающим энергию в промышленных целях. Кроме того на Белоярской АЭС продолжается строительство более мощного реактора данного типа БН-800 (См. Схема 2). [2]

Жидкие металлы обладают весьма ценными физическими свойствами. В первую очередь это относится к теплопроводности, которая выше, чем у воды в 10-100 раз. Поэтому интенсивность теплообмена для всех жидких металлов, намного выше, чем для воды. Теплоемкость жидких металлов невысока. Однако это не приводит к увеличению расхода теплоносителя, так как высокая интенсивность теплообмена позволяет получать значительную разность температур теплоносителя на входе в реактор и на выходе из него
Этап интенсивного строительства АЭС