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

Применение на АЭС жидкометаллических теплоносителей в настоящее время обуславливается необходимостью внедрения в ядерную энергетику реакторов на быстрых нейтронах, требующих высоких удельных теплосъемов в активной зоне. Одновременно обеспечиваются любые параметры паросилового цикла с использованием серийных турбин. Жидкие металлы в отличие от других жидкостей имеют простую атомную структуру, практически не разлагаются под действием излучения и нагрева в активной зоне реактора. Их высокая температура кипения и низкое давление насыщенных паров не ограничивают температуру нагрева при самых малых давлениях в контуре.

Регулирование реакторов

Когда в реакторе осуществляется цепная реакция, то его коэффициент размножения Кэф должен быть строго равен Кэф=1, а реактивность r –нулю. В то же время из вышеприведенного рассмотрения видно, что существует достаточно много эффектов нуклидной динамики, эффектов реактивности, которые вносят зависящие от времени и зачастую разнонаправленные изменения в реактивность, в результате чего она может заметно отклонятся от требуемой нулевой. Поэтому для удержания реактора в критическом состоянии необходимо изменять размножающие и поглощающие свойства активной зоны в целях компенсации возникающих эффектов.

Именно необходимость постоянно сохранять условия для стационарной цепной реакции или, при необходимости, заглушать реактор и обуславливают потребность иметь систему регулирования или управления реактора. При этом требования к системе такой системе управления реактора будут зависеть от типа реактора, используемого топлива и требований безопасности.

Системы контроля -управления и система управления и защиты (СУЗ) любого реактора решают три основные задачи:

Аварийная защита (система безопасности) –быстрый останов реактора (т.е. прекращение цепной реакции) в случаях, когда развитие процессов может привести к аварии;

  Компенсация избыточной реактивности, медленно изменяющейся во время выгорания топлива;

 Регулирование реактора – изменение его мощности, а также компенсация небольших, но быстрых отклонений от критичности, вызванных , например случайными колебаниями параметров.

Принципиальные возможности воздействия на размножающие свойства среды характеризуются нестационарным уравнением диффузии, которое в общем виде может быть представлено равенством:

F/t=(Скорость генерации n)-(Скорость поглощения n)- (Скорость утечки n)

Регулирование реактивности изменением скорости генерации нейтронов может быть реализовано посредством увеличения или уменьшения количества делящегося вещества в активной зоне реактора. Это достигается перемещением в активной зоне топливных сборок -ТВС путем выгрузки отработавших и загрузки свежих.

Но наибольшее распространение получило регулирование реактивности изменением скорости поглощения нейтронов. При этом материал поглотителя выбирают, исходя из условия максимального поглощения нейтронов тех энергий, которые определяют энергетический спектр данного реактора. Можно указать следующие способы регулирования, основанные на этом принципе:

Регулирование подвижными твердыми поглотителями нейтронов. Это могут быть отдельные поглощающие стержни, группы поглощающих стержней различной формы или компенсирующие решетки. Регулирование скорости поглощения нейтронов осуществляется введением в активную зону или извлечением из нее подвижных поглотителей;

 Жидкостное химическое регулирование, осуществляемое посредством изменения концентрации поглотителя  в теплоносителе или жидком замедлителе. Этот метод получил широкое распространение для компенсации медленных эффектов изменения реактивности в ВВЭР. В начале кампании избыточная реактивность компенсируется посредством введения борной кислоты в теплоноситель, а по мере выгорания топлива концентрация борной кислоты в воде постепенно уменьшается за счет прокачки части теплоносителя через специальные ионообменные фильтры. Большое достоинство этого метода состоит в том, что компенсация реактивности химическим путем не вносит искажений в распределение энерговыделения по объему активной зоны;

  Компенсация реактивности неподвижными (или неперемещаемыми ) выгорающими поглотителями (ВП). В отличие от всех рассмотренных выше способов регулирования реактивности данный способ обеспечивает только начальную компенсацию и постепенное высвобождение реактивности, так как выгорающий поглотитель загружается в реактор одновременно с ядерным топливом и затем выгорает в процессе эксплуатации реактора. Реактивность, высвобождаемая при выгорании этого поглотителя, компенсирует потерю реактивности на выгорание и шлакование топлива.

Баланс реактивности, составляющие запаса реактивности в реакторе

Поскольку реактор ВВЭР-1000 относится к типу корпусных реакторов, то это означает, что он должен работать в течение длительного времени без перегрузки топлива. Следовательно, запас топлива и энергии на 300-400 суток должен быть заложен в нем перед пуском при перегрузке. Этот запас топлива и, соответственно, реактивности называется запасом на выгорание. Этот запас реактивности изменяется в течение кампании (во времени), он необходим для компенсации целого ряда эффектов, вызывающих потерю реактивности и достаточно подробно описанных ранее таких как:

  температурный эффект реактивности rт;

 мощностной эффект реактивности rw.

выгорания первичного топлива с учетом образования вторичного плутония rвыг;

стационарного отравления ксеноном (rXe)ст;

 нестационарного отравления ксеноном при снижении мощности (компенсации “йодной ямы” rйя );

 стационарного отравления самарием (rSm)ст;

 шлакования реактора rшл;

Следовательно, необходимый начальный запас реактивности, обеспечивающий работу реактора в течении кампании на всех предусмотренных эксплуатационных режимах, должен быть не меньше суммы абсолютных значений рассмотренных потерь реактивности. Тогда:

rзап ³ ½rк ½ + ½(rXe)ст ½ + ½ rйя ½ + ½ rт ½ + ½rw ½ (6.1а)

где rк=rвыг + rшл + (rSm)ст - суммарная потеря реактивности из-за выгорания топлива, зашлаковывания и стационарного отравления самарием. В энергетических реакторах типа ВВЭР запас реактивности составляет rзап » 0,25 или примерно 35-40bэфф .

Часть запаса реактивности rзап, которая определяется эффектами, зависящими от режима работы реактора (температурного, мощностного, стационарного и нестационарного отравления ксеноном), называют оперативный запас реактивности (или ОЗР) rопер, т.е. это та часть запаса реактивности, которая может быть использована для оперативных нужд:

rопер = ½(rXe)ст ½ + ½ rйя ½ + ½ rт ½ + ½rw ½ (6.1в)

Изменение суммарной реактивности реактора из-за выгорания и шлакования rк в зависимости от времени работы реактора, выраженного в эффективных сутках, или энерговыработки называют кривой энерговыработки, rк=f(Tэф). Поскольку запас реактивности достигает очень значительных величин rзап »40 bэфф , а реактор может работать только при r=0, то возникает проблема компенсации избыточной реактивности.

Следует отметить, что чрезмерно большой запас реактивности нежелателен, так как это повышает потенциальную ядерную опасность установки и, кроме того, требуется довольно громоздкая система для его компенсации в нормальных и аварийных ситуациях.

Нестационарное отравление реактора Sm при сбросе нагрузки со 100%W до 0%. Прометиевый провал.

Регулирование реактивности стержнями Основной частью СУЗ нужно считать ее рабочие органы, Чаще всего это подвижные поглощающие стержни, в которые входит материал сильно поглощающий нейтроны( в интересующем случае ВВЭР-тепловые нейтроны).

Жидкостное регулирование реактивности Причины введения системы борного регулирования. Ее преимущества и недостатки. В ядерных реакторах, типа ВВЭР-1000, широкое применение получило так называемое жидкостное борное регулирование. Суть его заключается в том, что в циркулирующую в первом контуре воду, выполняющую одновременно роль теплоносителя и замедлителя, добавляется определенное количество борной кислоты

Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена Ядерный реактор имеет одну чрезвычайно специфическую особенность: энерговыделение в реакторе не прекращается сразу после остановки цепной реакции и исчерпания обычной тепловой инерции. Энерговыделение в нем продолжается долгие сутки, недели и месяцы за счет именно ядерных процессов распада, что порождает ряд технически сложных проблем и создает дополнительную угрозу для оборудования, персонала и окружающей среды, что в полной мере проявилось при аварии на АЭС Тримайл- Айленд.

Исследование коэффициентов и эффектов реактивности показало:

Доплеровский коэффициент реактивности отрицательный и достаточен по абсолютной величине, чтобы выступать в качестве защитного механизма в аварийных ситуациях,

При потере теплоносителя доплер-эффект в реакторе ПВЭР-650 уменьшается,

Увеличение доплер-эффекта с ростом отношения концентрации сырьевых и делящихся изотопов,

Система залива реактора водой является независимой системой воздействия на реактивность.

При использовании уран-плутониевого топлива большая объемная доля нержавеющих сталей, используемых в качестве конструкционных материалов в активной зоне, обуславливает большое по модулю значение плотностного коэффициента реактивности (для начального варианта ПСКД-600 ПЭР на начало кампании составляет 5.9 $ и на конец – 9.6 $). Это обстоятельство не приводит к потере устойчивости реактора, однако может негативно сказаться на протекании проектных аварий, приводя к избыточному росту давления и температур теплоносителя в первом контуре. Проведенные в данной работе исследования показали, что величину и форму поведения плотностного коэффициента реактивности можно сконструировать заданной из требований безопасности при помощи:

использования оксида бериллия и гидрида циркония, интегрированных в топливо активной зоны (для оксида бериллия ПЭР на начало кампании снижается на 3.4$ и на конец – на 2.4$, для гидрида циркония: на начало – на 0.9$, на конец на – 1.4$),

размещения в активной зоне центральной аксиальной ториевой вставки (ЦЗВ) (ПЭР в начале кампании снижается на 2.7$, в конце – на 6.0$),

снижения доли конструкционных материалов и применения для оболочек твэлов материалов, имеющих существенно меньшие резонансные интегралы поглощения нейтронов (например, композитные материалы на основе карбида кремния) (ПЭР в начале – (-1.95)$, в конце – (-1.48)$, т.е. на начало кампании ПЭР снизился на 7.85$, а на конец – на 11.08$).

Исследовались характеристики различных топливных циклов:

с подпиткой активной зоны ПСКД-600 плутонием, выделенным в результате переработки ОЯТ ВВЭР,

замкнутый топливный цикл с возвращением в реактор выделенного в результате переработки собственного ОЯТ плутония и урана-233 (накопившегося в ториевой центральной зоне воспроизводства – ЦЗВ).

Было установлено, что замкнутый топливный цикл с переработкой собственного ОЯТ и возвращением в реактор делящихся изотопов имеет преимущества по наработке делящихся материалов, а также по коэффициентам реактивности активной зоны, и поэтому, является предпочтительным.

В заключении сформулированы основные выводы, вытекающие из представленных в диссертации расчетных исследований.

Среди четырех схем реакторов с натриевым теплоносителем, находящимся в эксплуатации с интегральной по одному в России (БН-600), в Англии и Франции: один реактор с контурной компоновкой в России (БН-350). Дальнейшее развитие АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем предполагает рост высоких температур теплоносителя для повышения температуры нагрева и соответственно тепловой экономичности блоков конструкции ПГ на жидком металле развились от U-образной компоновки типа БН-600. Здесь движение натрия и пара происходит по противоточной схеме. Натрий движется в межтрубном пространстве, продольно омывая пучок труб. Трубы в ширине расположены по треугольной решетке.
Этап интенсивного строительства АЭС