Ядерные реакторы
РБМК 1000
Математика
Курсовые
Альтернативная энергетика
ВВЭР
Информатика
Черчение

Теплоэнергетика

Реактор БН
Сопромат
Электротехника
Ядерная физика
Ядерное оружие
Графика
Карта

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.

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.

В разделе 2.2 (в частности на рис. 2.3) на основе достаточно общих соображений было показано, что коэффициент размножения среды К¥ или Кэфф имеет характерную зависимость от отношения ядер Nзам /Nтоп или от w.

Оказывается, что эта зависимость К¥ от w несет в себе гораздо больше информации о свойствах безопасности реакторов типа ВВЭР, об оптимальности использования в них топлива и нейтронов, о воспроизводстве вторичного горючего и еще ряде других характеристик. Поэтому необходимо рассмотреть эти зависимости и характеристики подробнее, особенно с учетом того, что в реакторе находится не просто вода, а раствор борной кислоты и вытеснение его из зоны приводит к особым эффектам.

Уже было отмечено, что зависимость К¥ от w имеет максимум, при котором топливо и нейтроны используются максимально эффективно. Для чистой холодной воды этот максимум расположен при wопт»2, следовательно, для энергетических реакторов было бы оптимально выбрать именно такое значение wопт , и соответствующие этому w шаг решетки и диаметр ТВЭЛ (см. рис. 4.1). И действительно, для реактора ВВЭР-1000 водо-урановое отношение выбрано приблизительно w»1.8. Решетки с w в диапазоне 0.5-1.1. называют тесными (или «недозамедленными»), а решетки с w более 3 - разреженными ( или «перезамедленными»).

Сравнение семейства кривых К¥ при разных концентрациях бора СВ (их можно легко перевести и в концентрации борной кислоты СН3ВО3 через коэффициент СВ *5.72 = СН3ВО3 ) показывает, что кривые для К¥ с ростом концентрации бора «проседают» вниз, что естественно, а их максимумы смещаются влево, что крайне важно для безопасности.

От величины w зависит не только характеристика К¥. Если на график К¥ наложить график коэффициента воспроизводства вторичного горючего (КВ) от w, то окажется, что это кривая монотонно убывает от значений КВ »0.9 (при w»0.5) до КВ»0.3 (при w»4). Это означает, что в тесных решетках ценой неоптимальности использования топлива можно получать гораздо более высокое воспроизводство вторичного топлива, чем в обычных ВВЭР (где КВ » 0.5). Следовательно, реактор с тесной решеткой будет иметь неоптимальную повышенную топливную загрузку, но удлиненную кампанию с повышенным воспроизводством, что существенно для реакторов специального назначения. Наоборот, при высоких значениях w воспроизводство плутония будет существенно снижено по сравнению с обычным энергетическим реактором ВВЭР.

О свойствах безопасности уран-водных решеток при изменениях плотности воды.

Каким же образом связаны между собой свойства безопасности реактора ВВЭР с изменением плотности раствора борной кислоты при изменениях температуры? Какие диапазоны значений w считать безопасными, а какие- опасными при разогреве реактора?

Если в холодном состоянии решетка имеет выбранное отношение wхол (здесь и далее под величиной w будет подразумеваться отношение масс или отношение количества ядер т.е. w’ ), то при разогреве и снижении плотности воды ее количество в ячейке будет, естественно, уменьшаться, а значит будет снижаться и значение w(Т). Следовательно, для кривой температурного изменения К¥ ось температуры будет по направлению противоположному оси w , а начинаться эта ось будет с выбранного значения wхол. В таком случае по форме эта кривая будет полностью повторять кривую 3.1, но уже в «левой» системе координат или зеркальном отображении (то есть на кривую 4.1 просто нужно посмотреть «с задней стороны листа»). Но для кривой 3.1 уже были определены области опасные и безопасные с точки зрения ядерной безопасности и коэффициентов реактивности. Значит, для кривой 4.1 все значения параметров решетки wхол , которые лежат левее максимума К¥ будут безопасны, а все, которые правее максимума –опасны. Действительно, если, например, принять wхол в чистой воде равным 2.5, то при росте температуры критичность системы начнет расти, а значит, в интервале w(Т) от 2.5 до 2 система является ядерно-опасной. Если же принять wхол=1.8 , то при любом разогреве она всегда будет только снижать критичность и реактивность.

Следует помнить, однако, что максимумы семейства кривых для разного содержания бора в воде смещаются влево, значит, отношение wхол действительно безопасное в чистой воде, может быть опасно при концентрации бора 2гБ/кгН2О. Значит, для выбранного в конструкции wхол необходимо определить предельное значение концентрации бора и борной кислоты, при котором решетка будет всегда обладать свойствами ядерной безопасности, соответствующими ПБЯ РУ АЭС. Из приближенных оценок подобного рода (точные делаются только по специальным расчетным программам) следует, что максимальная безопасная концентрация борной кислоты для реактора ВВЭР-1000 после перегрузки и перед физическим пуском не должна превышать значений 8-8.5 гБК/кгН2О. 

Еще раз стоит отметить особые аспекты «правильных», с точки зрения правил ядерной безопасности, плотностных эффектов реактивности, существенные для эксплуатации. При разогреве реактора от комнатной температуры 20 0С к рабочей (270-280 0С), будет наблюдаться потеря запаса реактивности примерно на 2-3'>bэф. Наоборот, при расхолаживании реактора с рабочих температур к нормальным, следует ожидать соответствующего возрастания реактивности !

Приведенное выше рассмотрение плотностного температурного эффекта относилось к рабочему диапазону температур (200С –280 0С) и плотностей (g=1.0 –0.75г/см3) реактора. Однако оно не в меньшей, а может быть даже в большей, степени определяет поведение плотностного эффекта и свойства безопасности ВВЭР в аварийных режимах, когда плотность может изменяться в диапазонах g=0.75-0.25-0.0 г/см3 . Для этих режимов также можно заключить, что ядерная безопасность ВВЭР с изменением плотности воды бдет обеспечена.

Рис.4.1 . Плотностной эффект реактивности в ВВЭР.

Приведенное выше рассмотрение плотностного эффекта является, конечно, качественным, в частности в нем были учтены зависимости от плотности только коэффициентов j и q. Чтобы установить качественные закономерности (К¥ ) от остальных сомножителей, нужно опять обратиться к равенству (4.1).

  Слагаемое выражения (4.1), содержащее nэф, от значения w и плотности воды вообще не зависит, так как nэф= n5sf5/sа5. Следовательно, [1/nэф ( dnэф/dT )]п = 0.

Слагаемое содержащее m, с изменением плотности изменяется, так как m является функцией отношения концентраций водорода и урана NH/N8. С увеличением температуры относительная концентрация водорода уменьшается, величина m увеличивается (происходит ужесточение спектра быстрых нейтронов при вытеснении замедлителя) и вклад в температурный коэффициент реактивности получается положительным. Следовательно, [1/m( dm/dT )]п>0.

  Слагаемое, содержащее M2, весьма существенно зависит от плотности, поскольку и длина диффузии, и возраст обратно пропорциональны произведению макроскопических сечений. Если M2(Т1) - площадь миграции при температуре Т1, которой соответствует плотность r(Т1), а M2(Т2) - площадь миграции при температуре Т2, которой соответствует плотность r(Т2), то можно записать:

M2(Т2)/ M2(Т1) = r2(Т1)/ r2(Т2) (4.7)

Так как площадь миграции изменяется обратно пропорционально квадрату плотности, то с увеличением температуры M2 возрастает, следовательно, [B2dM2/dT]п>0. Знак минус перед этим слагаемым в (4.1с) означает, что с увеличением площади миграции вероятность избежать утечки нейтронов уменьшается (а вероятность утечки увеличивается, поскольку реактор становится более «прозрачным»), а это отрицательно сказывается на реактивности. В результате можно заключить, что зависящая от M2 составляющая плотностного температурного эффекта реактивности при увеличении Т будет отрицательной. Особенно велик эффект изменения M2 в ВВЭР, где и замедлитель, и теплоноситель существенно изменяют свою плотность при изменении температуры.

  С учетом всего сказанного равенство (4.1) при выполнении условия s = const будет иметь вид:

aп =[1/Q( dQ/dT)]п +[1/m( dm/dT )]п - ½[1/j( dj/dT )]п½- [B2dM2/dT]п (4.8)

В итоге, знак и величина коэффициента aп, а также его зависимость от температуры aп = f(T) определяются соотношением вкладов слагаемых выражения (4.8). В реакторе ВВЭР вклад плотностного коэффициента aп в суммарный температурный коэффициент реактивности оказывается существенно больше вклада ядерного aя и итоговая зависимостьтемпературного коэффициента aп = f(T) определяет полную функцию a = f(T).

 В заключение следует заметить, что плотностной эффект влияет на реактивность ВВЭР главным образом в период разогрева и расхолаживания реактора, так как при работе реактора в энергетических режимах средняя температура воды поддерживается постоянной на всех уровнях мощности. Он будет важнейшим и в гипотетическом случае аварии, поскольку определяет невозможность ядерного разгона реактора в этих режимах при вскипаниии теплоносителя (при его плотности 0.3 и ниже), то есть обеспечивая реактору ВВЭР-1000 т.н. внутренне присущие свойства безопасности, т.е. свойства, основанные на физической природе вещей и не требующие вмешательства каких-либо внешних систем безопасности для останова реактора.

5.2 INPRO

INPRO международная программа под эгидой МАГАТЭ.  Проект был запущен в 2001 году и в него входят 29 государства включая Россию [9].  Одним из ключевых направлений исследований включенных в первую фазу проекта стало создание методологии выработки требований к будущей ЯЭ и ее топливному циклу в том числе и с реакторами на быстрых нейтронах. [9] ( в том числе и исследование и разработка РФ своего нового реактора BN-800, не смотря на то, что ключевым направлением этого исследования стала скорее методология, нежели технологическая сторона вопроса, системы быстрых реакторов будут затронуты в дальнейших исследованиях по проекту) [3].

5.3 Global Nuclear Energy Partnership (GNEP)

Данная программа была начата в 2006 году министерством энергетики США и основывается на ранних исследованиях США по их проекту Integral Fast Reactor, а так же международной работе в области технологий быстрых реакторов. На данный момент она объединяет более 50 участников, включая: 25 членов, 3 межправительственные организации МАГАТЭ, международный форум Generation4 и Евратом, а так же большое количество наблюдателей. Основным направлением деятельности проекта является противодействие распространению технологий, но так же он направлен на увеличение эффективности использования энергетических ресурсов [3], и распространению мирной ядерной энергии.

Концепция предполагает производство и лизинг топлива для обычных реакторов, с дальнейшим возвратом использованного топлива в страны производители, где оно в последствия будет подвержено пиро-репроцессингу с целью получения урана и актиноидов оставляя только высокотоксичные отходы в качестве продуктов деления.[14]

5.4 Multinational Design Evaluation Program (MDEP)

MDEP международная программа начатая по инициативе властей стран её участников с целью разработки инновационного подхода использования ресурсов а так же знаний национальных регулирующих органов. Задачей которых станет рассмотрение новых проектов и схем моделей реакторов.

Программа должна поспособствовать кооперации и взаимодействию между странами в области регуляционной политики, а так же норм безопасности новых моделей реакторов включая разрабатываемые другими международными программами, такими как GIF. Действия программы так же направлены на облегчение процесса лицензирования новых моделей. Членами проекта на данный момент являются : Канада, Финляндия, Франция, Япония, КНР, КНДР, ЮАР, Российская Федерация, Великобритания и США. МАГАТЭ так же участвует в работе проекта в качестве международного наблюдателя. [13]

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

Инженерная графика

 

Сопромат