Ядерные реакторы
РБМК 1000
Математика
Курсовые
Альтернативная энергетика
ВВЭР
Информатика
Черчение

Теплоэнергетика

Реактор БН
Сопромат
Электротехника
Ядерная физика
Ядерное оружие
Графика
Карта
Ремонт без покраски удаление вмятин. Технология ремонта вмятин без покраски.

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.

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). В результате средние по объему топлива и по объему активной зоны температуры становятся функциями мощности и средняя температура теплоносителя уже не отражает реальную ситуацию. Поэтому наряду с рассмотренными выше характеристиками температурного эффекта, используемыми в период разогрева и расхолаживания реактора для однородных температурных распределений, применяются также характеристики мощностного эффекта реактивности, используемые при работе реактора в энергетических режимах.

 Мощностной эффект реактивности - это изменение реактивности в результате изменения мощности реактора Wp в заданном диапазоне при постоянном расходе теплоносителя G через активную зону. Измеряется мощностной эффект в единицах реактивности и обозначается rw.

 Мощностной коэффициент реактивности - это изменение реактивности в результате увеличения мощности реактора на 1% (либо на 1 МВт тепловой мощности) при постоянном расходе теплоносителя через активную зону. В соответствии с этим определением мощностной коэффициент реактивности (МКР) aw, (1/ 1% Wp) имеет вид:

aw = dr/dWp (4.9)

Так как оба введенных параметра учитывают эффект увеличения средней температуры активной зоны с ростом мощности реактора при постоянной средней температуре теплоносителя, то мощностной эффект и мощностной коэффициент реактивности отрицательны, поскольку отрицателен ТКР в области рабочих средних температур.

Зависимость мощностного эффекта от расхода теплоносителя проявляется в том, что с увеличением расхода мощностной эффект уменьшается, так как при росте расхода улучшается теплосъем и снижается температура ядерного топлива. Примерный вид кривых мощностного эффекта реактивнсти в зависимости от мощности и расхода показан на рисунке 4.2.

.

Рис. 4.1 Общий вид кривых мощностного эффекта реактивности.

Кривые мощностного эффекта реактивности для каждого реактора в начале и конце кампании строятся отдельно, их пример приведен на рис 4.3.

Рис.4.3 Кривые мощностного эффекта реактивности в начале и конце кампании

Однако для управления реактором самым важным фактором, следующим из наличия мощностного эффекта реактивности (из-за разогрева топлива и появления «температурного напора»), является изменение поведения реактора при наличии мощностного эффекта реактивности.

Переходные процессы в реакторе с мощностным эффектом реактивности

Реактор с мощностного эффекта реактивности, как объект управления обретает отрицательные обратные связи и приобретает свойства саморегулирования. Действительно, любое мгновенное введение положительной реактивности 0<r0<bэф при постоянном расходе и теплосъеме (G=const) вызывает повышение мощности, немедленный разогрев топлива и повышение средней температуры активной зоны. Это приводит к появлению отрицательной реактивности (вырабатываемой внутри реактора за счет отрицательного мощностного эффекта реактивности rвн= aW*DW ), и после переходного процесса мощность сама стабилизируется на новом, более высоком уровне.

Пример такого переходного процесса и самостоятельной стабилизации мощности реактора при наиболее неприятном скачке реактивности, например, r0=0.5bэф приведен на рис. 4.4а (подобный скачок возможен, например, при разрыве чехла кластера СУЗ). При этом процессе четко видимой границы между процессами на мгновенных и запаздывающих нейтронах не наблюдается. Амплитуда изменения мощности (разность мощности после переходного процесса W2 и до него W1) и введенная реактивность r0 будут связаны между собой значением среднего мощностного КР как W2 –W1 = aw /( r0 -0).

С точки зрения управления это значит, что для подъема мощности на конечную величину DW (пусть на 10%) необходимо ввести конечную величину положительной реактивности Dr0 ( допустим, вывести 50см. группы ручного регулятора -РР). Если мы хотим поднять мощность еще на 10%, нужно извлечь РР еще на такую же величину и так далее.

При этом следует отметить, что нарастание мощности происходит медленнее, чем в переходном процессе в промежуточном диапазоне мощности(ДП) . Наличие или отсутствие небольшого наблюдаемого выбега мощности (т.н. «эффект перекомпенсации») зависит от соотношения быстрой и медленной компонент в мощностном эффекте для каждого данного реактора.

Рис. 4.4а Изменение тепловой мощности реактора W при мгновенном введении положительной реактивности r0= +0.5bэф.

Наоборот, любое введение извне отрицательной реактивности r0 ,вызванное, например, падением группы стержней (при введении отрицательной реактивности ограничения отсутствуют) при неизменном расходе и теплосъеме (G=const) приводит к уменьшению мощности и выработке внутри реактора положительной реактивности. Мощность стабилизируется на новом, более низком уровне. Связь амплитуды изменения мощности и введенной реактивности остается прежней. Картина изменения мощности в зависимости от времени будет как бы «зеркальной» по отношению к изображенной на рис. 4.4а, она приведена на рис 4.4.в.

Рис 4.4.в. Изменение нейтронной мощности реактора W при введении отрицательной реактивности Dr0< 0.

Следует иметь в виду, что мощностной коэффициент реактивности в неустановившемся процессе может существенно отличатся от своего стационарного значения <aW >при том же мгновенном значении мощности реактора. Отличие это тем больше, чем больше скорость переходного процесса.

О свойствах саморегулирования ядерного реактора. Саморегулирование реактора- это его способность без воздействия системы регулирования изменять тепловую мощность в соответствии с ее потреблением.

Хотя условие устойчивости реактора формулируется в виде a<0, нельзя сказать, что реактор с небольшим положительным температурным коэффициентом реактивности является неуправляемым. Как было показано выше, все эффекты, кроме доплеровского изменения ширины резонансных пиков, являются следствием инерционных процессов, связанных с изменением температуры замедлителя. Только доплер- эффект обусловлен изменением температуры топлива, которая практически мгновенно и без инерции следует за мощностью реактора. Так как эта мгновенная составляющая a всегда отрицательна, она и определяет управляемость реактора при небольшом общем положительном ТКР.

Тем не менее, невзирая на принципиальную возможность эксплуатации реактора с малым положительным ТКР, наличие такой температурной характеристики нежелательно, так как при этом снижается безопасность реактора и необходимо предъявляются значительно более жесткие требования к системе регулирования. Именно поэтому все ВВЭР обладают отрицательным ТКР в области рабочих температур.

Наряду со знаком ТКР в рабочей области температур важно также его значение. Для подавления возмущений по реактивности с минимальным отклонением параметров реактора желательно иметь большой по абсолютной величине отрицательный ТКР. В то же время большой ТКР не всегда приемлем исходя из соображений безопасности, так как он может привести к резкому увеличению реактивности и, следовательно, мощности при внесении возмущений по температуре или расходу теплоносителя через активную зону. Вследствие указанного противоречия выбор необходимого значения ТКР представляет собой типичную оптимизационную задачу.

Для безопасности ядерных реакторов чрезвычайно важно иметь отрицательный мощностной коэффициент реактивности, который обеспечит надежное ограничение мощности в аварийных ситуациях. Но большой отрицательный МКР aw существенно ограничивает возможности саморегулирования, так как он противодействует ТКР, стабилизирующему параметры ядерного реактора на новой мощности, достигнутой изменением нагрузки. В большинстве случаев мощностной коэффициент aw примерно на порядок меньше температурного aт, однако в переходных режимах быстрый вклад их в реактивность по значению примерно одинаков, так как изменение температуры топлива в этих случаях примерно на порядок выше изменений температуры теплоносителя. Динамически aw более быстродействующий, а для безопасности ядерных реакторов при aw<0 это главное. Но большой отрицательный aw, как и aт, улучшая безопасность ядерных реакторов, требует большого физического веса органов компенсации реактивности для обеспечения подкритичности после остановки и расхолаживания ядерного реактора.

Отрицательный мощностной коэффициент реактивности кроме обеспечения ядерной безопасности может быть использован для продления компании реактора и как следствие дополнительной выработки энергии с той же загрузкой топлива.

По достижении реактором конца компании на номинальном уровне мощности он может быть выведен в режим саморегулирования. При этом дальнейшее выгорание топлива и поддержание критичности реактора идет за счет постепенного самопроизвольного уменьшения мощности и высвобождения соответствующей реактивности, обусловленной отрицательным мощностным коэффициентом. Это сопровождается общим снижением температурного уровня зоны( но не теплоносителя) и высвобождением реактивности за счет температурного эффекта. В реакторах на тепловых нейтронах дополнительное высвобождение реактивности идет при снижении мощности и за счет уменьшения стационарного отравления ксеноном. Напомним, что последнее уменьшается при всех прочих равных условиях с уменьшением плотности потока нейтронов или, что одно и то же, с уменьшением мощности реактора.

Эффект продления кампании с самопроизвольным снижением мощности ниже номинальной используется на АЭС с ВВЭР. Имеющийся опыт работы в этом режиме показывает, что кампания может быть продлена примерно на месяц. Электрическая мощность блока за это время уменьшается. по сравнению с номинальной, примерно на 30%, а температурный уровень теплоносителя в первом контуре примерно на 5%. Одновременно с этим идет снижение параметров вырабатываемого на турбину пара и как следствие уменьшение КПД блока. Поэтому продолжительность работы на сниженных параметрах определяется в конечном итоге технико-экономическими расчетами.

Стратегия развития полномасштабной ЯЭ будущего в РФ

Краткосрочные задачи (2009-2015)

Формирование технической базы, которая позволит решить проблему энергообеспечения страны на освоенных реакторных технологиях с безусловным развитием инновационных технологий:

повышение эффективности, модернизация, продление срока службы действующих реакторов;

достройка энергоблоков;

обоснование работы реакторов в режиме маневренности и разработка систем поддержания работы АЭС в базовом режиме;

сооружение энергоблоков следующего поколения, включая энергоблок с быстрым реактором БН-800 с одновременным созданием пилотного производства МОХ топлива.

разработка быстрого натриевого реактора БН-К

разработка плотного (нитридного) ядерного топлива с высоким выгоранием для быстрых реакторов

разработка программ регионального атомного энергоснабжения на базе АЭС малой и средней мощности;

развертывание программы работ по замыканию ЯТЦ по урану и плутонию для решения проблемы топливообеспечения и обращения с РАО и ОЯТ;

развертывание программы использования ядерных энергоисточников для расширения рынков сбыта помимо электричества (теплофикация, теплоснабжение, переработка угля, производство водорода, опреснение морской воды);

сооружение энергоблоков в соответствие с Генсхемой

 4.2.1.2 Среднесрочные задачи (2015-2030 гг.)

Расширение масштабов АЭ и освоение инновационных технологий реакторов и топливного цикла:

Сооружение энергоблоков в соответствие с Генсхемой;

Разработка и внедрение инновационного проекта ВВЭР третьего поколения;

Вывод из эксплуатации и утилизация энергоблоков первого и второго поколений и замещение их установками третьего поколения;

Формирование технологической базы для перехода к крупномасштабной ядерной энергетике:

Модернизация экспериментальной базы, включая сооружение материаловедческого быстрого исследовательского реактора с натриевым теплоносителем

Сооружение (до 2016 г.) завода по изготовлению МОХ-топлива для малой серии быстрых реакторов БН-К

Ввод в эксплуатацию малой серии коммерческих энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами БН-К;

Разработка и сооружение (до 2025 г.) завода по переработке ОЯТ легководных реакторов на основе усовершенствованных водных технологий;

Создание опытно-промышленного производства по переработке ОЯТ быстрых реакторов для отработки технологий полного замыкания топливного цикла ЯЭ;

Создание опытно-промышленного производства плотного (нитридного) ядерного топлива

Опытная демонстрация технологии свинцового быстрого реактора типа БРЕСТ

Сооружение (до 2025 г.) и опытная эксплуатация блока ГТ-МГР и производство топлива для него (в рамках международного проекта);

сооружение объектов малой энергетики, включая стационарные и плавучие энергетические и опреснительные станции.

разработка высокотемпературных реакторов для производства водорода из воды и переработки угля

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