Основы технологии и расчета ядерных реакторов (стр. 13 )

В кипящих реакторах присутствует увеличенная скорость накопления плутония в области с высоким паросодержанием.

Зависимость реактивности от количества пара в реакторе

Конструктивные особенности реактора.

1) приводы СУЗ вводятся и располагаются внизу АЗ (экономия потока нейтронов в верхней зоне);

2) наличие внутрикорпусных устройств в АЗ для сепарации пара.

Рис. 6.9. Поведение реактора в зависимости от количества пара

1 - r ~1, 2 - r~0,8, 3 - r~0,7 - средние плотности теплоносителя.

Реактор без пара (т. е. в холодном состоянии) является неустойчивым.

Скорость изменения температуры при пуске реактора , при остановке .

Поскольку размножающие свойства реактора с кипением существенно зависят от высоты, то расчет весьма сложен и в первом приближении можно использовать следующую процедуру:

,

,

где - материальный параметр, который равен

.

. Переменные r и z разделяются:

,

,

.

Чтобы найти и q надо знать . Известно, , где ) – энтальпия для любых кипящих реакторов. Перейдем от , , тогда

,

при нормировании GT =1, то

.

,

где .

,

.

Недостатки кипящих реакторов ВВЭР:

·  существенный захват тепловых нейтронов, что требует дополнительного обогащения;

·  высокое давление при приемлемых температурах и малое приращение энтальпии приводят к большим расходам воды через АЗ;

·  невысокие параметры пара, поступающего на турбину;

·  ограничение теплового потока кризисом теплосъема;

·  образование значительного количества газообразных продуктов радиолиза воды, что требует организации регулярных сдувок для обеспечения безопасных условий работы блока;

·  большое количество и трудность размещения органов СУЗ необходимых для компенсации реактивности при переходе от холодного к горячему состоянию;

·  перекосы полей тепловыделения при перемещении органов СУЗ.

7 Реакторы с графитовым замедлителем

7.1 Графит, его характеристики

Выбор графита в качестве замедлителя для тепловых реакторов определяется двумя факторами. Во-первых, достаточной замедляющей способностью графита, во-вторых, очень малым сечением поглощения. Величина среднего сечения поглощения в тепловой области составляет 3,7 мбарн. Замедлитель считается тем лучше, чем быстрее он способен замедлить быстрый нейтрон до тепловой энергии и чем меньшим сечением захвата он обладает. Эти свойства зависят от его атомной массы, плотности и сечений рассеяния и поглощения. Интересно сравнить графит с другими возможными замедлителями (табл.7.1).

Таблица 7.1

Характеристики замедлителей

Замедлитель	Атомный вес	Плотность, г/см3	sа, мбарн	ss барн	xSs/Sa	L, см	t, см2
Графит чистый	12	1,65	3,5	4,8	205	56	350
Графит реакторный	12	1,7	3,8	4,8	277	52	340
Бериллий	9	1,84	9	7	125	21	98
Тяжелая вода (D2О)	20	1,1	2,6	15	5700	160	120
Вода (H2O)	18	1,0	660	44	61	2,72	27

Обозначения:

sа - поперечное сечение поглощения нейтронов,

ss - поперечное сечение рассеяния нейтронов,

xSs/Sa - замедляющая способность,

L2 – квадрат длины диффузии,

t - квадрат длины замедления, или возраст, нейтронов.

Анализируя свойства замедлителей, приведенные в табл.6.8, можно сделать вывод, что по коэффициенту замедления, т е. по отношению замедляющей способности к макроскопическому сечению захвата, графит уступает тяжелой воде, однако сравним с бериллием и значительно превосходит обычную воду. Если же принять во внимание длину миграции, то такое сравнение будет не в пользу графита. Благодаря большой длине миграции нейтронов в графите реакторы с графитовым замедлителем имеют большие размеры.

Промышленный графит марки ГР-280, используемый для кладки реакторов, имеет ряд примесей, в связи с чем сечение поглощение графита выше, чем у нуклида углерод-12 примерно на 30%. Основной примесью в графите, определяющей его поглощающие свойства, является бор-10, имеющий сечение поглощения в тепловой области ~3500 барн. В процессе эксплуатации происходит изменение поглощающих свойств графита под действием двух противоположных по своему влиянию процессов – выгорания поглощающих примесей, изначально присутствовавших в графитовой кладке, и загрязнения кладки, неизбежного в процессе эксплуатации реактора. Так, по расчетным оценкам, приблизительно за 360 эффективных суток работы реактора на мощности происходит радиационная очистка реакторного графита от выгорающих примесей, при этом происходит восстановление поглощающих свойств графита, свойственных углероду-12. Загрязнение кладки происходит за счет отложения различных соединений и накапливается до заметного влияния на поглощающие свойства графита в процессе длительной эксплуатации.

Определенный вклад в сечение поглощения вносит содержание влаги в графитовой кладке. Как известно, графит гигроскопичен, а содержание влаги зависит от внешних условий. Измерение влажности графита, проводимое неоднократно, подтверждает, что содержание водорода в кладке составляет, по оценкам, (50 ¸ 100)∙10-6 весовых частей. Присутствие водорода в таких количествах должно приводить к увеличению замедляющей способности графита xSs на ~ 3%. При разогреве реактора во время пуска и его дальнейшей эксплуатации происходит испарение влаги, однако в процессе останова, особенно длительного, графит вновь поглощает влагу.

Еще одной особенностью графита является накопление внутренней энергии при облучении. При столкновении быстрых нейтронов с атомами углерода в графите, часть энергии замедляющихся нейтронов выделяется в виде тепла, другая часть энергии вызывает деформацию кристаллической решетки графита, при этом происходит накопление внутренней энергии. Эту энергию называют энергией Вигнера. Для высокоэнергетических реакторов этот эффект несуществен, так как происходит непрерывный отжиг радиационных дефектов графита и выделение большей части накопленной энергии. Однако в графите некоторых исследовательских и низкотемпературных реакторов может быть аккумулировано значительное количество скрытой энергии. Эта энергия может быть высвобождена путем нагрева облученного графита до температуры, существенно превышающей температуру облучения. В 1952 году произошел спонтанный выброс энергии Вигнера во время останова 1-го реактора британской АЭС "Виндскэйл Пайл", что заставило начать программу осуществления регулярных контрольных выпусков этой энергии. Спустя 5 лет на этом блоке во время одного из таких "запланированных" выпусков энергии произошла одна из крупнейших катастроф ядерного века. Активная зона реактора перегрелась настолько, что вспыхнул пожар (температура достигла 1200°С), в результате которого было повреждено около четверти активной зоны, а радиоактивными выбросами загрязнены обширные территории Великобритании и Европы. До настоящего времени демонтаж этого энергоблока не завершен.

Подобное повышение температуры графита может произойти при кондиционировании графитовых отходов в цемент при выводе уран-графитовых реакторов из эксплуатации. При цементировании графитовых отходов процесс отверждения цемента может вызвать существенное повышение температуры графита, связанное с высвобождением энергии Вигнера. Подобное повышение температуры графитовых отходов может произойти и на установке для их удаления. Отдельным вопросом является проблема совместимости графитового замедлителя с металлами и газовой средой. Совместимость графита с металлами не вызывает сомнений, если не учитывать высоких температур. При высокой температуре графит образует карбиды со многими металлами.

Из газов лишь гелий полностью совместим с графитом. Воздух, диоксид углерода и водород при определенных условиях реагируют с графитом.

При повышенных температурах более 400°С графит окисляется в воздухе, образуя СО и СО2. Теплота сгорания графита с образованием СО2 равна 94 ккал/моль. Поскольку общий объем открытых пор в обычном графите составляет около 20% его полного объема, то внутри этих пор при нормальном давлении содержится около 0,15 мл/г газа.

При нагреве до высокой температуры или под действием облучения из графита выделяются СО, СО2, Н2 и N2. Эти газы остаются в графите в процессе его изготовления.

Углерод вступает в реакцию с СО2 при температуре выше 375°С, однако до температуры 425°С скорость реакции с увеличением температуры растет по экспоненциальному закону, поэтому необходимой мерой по предотвращению окисления графита является продувка кладки газовой смесью без кислорода (N2 или N2 + Не), причем наличие гелия позволяет снизить температуру графита благодаря высокой теплопроводности гелия. При работе реактора на номинальном уровне мощности с продувкой кладки 90% Не + 10% N2 максимальная темпера-тура графита (в углах графитовых блоков) составляет около 600°С, в случае продувки азотом она превышала бы 800°С. Одним из наиболее важных факторов является радиационное формоизменение графита (изменение линейных размеров графитовых деталей при облучении).

Результаты исследований показали, что характер изменения линейных размеров образцов графита в зависимости от флюенса нейтронного облучения очень сложный, хотя в общих чертах радиационное формоизменение графита таково — радиационная усадка и последующее распухание (см. рис.6.10).

Рис 7.1. Зависимость изменения свойств стандартного реакторного графита (ГР-280) от флюенса нейтронов при температуре, характерной для работы кладки в реакторе по радиальному и осевому направлениям.

В качестве меры критической степени радиационного повреждения предложен флюенс, при котором объем материала после радиационной усадки и последующего распухания приходит к исходному значению. Эта величина была названа критическим флюенсом (Фкр). В этой области флюенса происходит резкое ухудшение физико-механических свойств графита, имеющих значение для эксплуатационных характеристик графита,— прочности (модуль упругости) и теплопроводности. Эти изменения быстро прогрессируют, приводя в итоге к полной деградации свойств и деструкции материала. Критический флюенс сильно зависит от температуры облучения. Увеличение температуры приводит к смещению критического флюенса в область малых значений.

По сравнению с водой, графит имеет очень большую площадь миграции. В этой связи для замедления нейтронов до тепловых энергий требуется большие объемы замедлителя, откуда объемное энерговыделение таких реакторов примерно на 3 порядка ниже, чем в реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, реакторы с графитовым замедлителем - это реакторы огромнейших размеров. Характеристики графита: , прочность на сжатие 35 МПа. При температуре 2000 оС прочность графита максимальна, это объясняется снятием напряжений. В поле радиации прочность графита ведет себя по-другому. В условиях реакторного излучения наблюдаются остаточные деформации (даже при малых температурах). При высокой температуре наблюдается диффузия углерода в гелий и металл. Это приводит к потере пластичности. При наличии кислорода образуются комплексы . Выбор теплоносителя основывается на учете теплофизических свойств (плотность, теплоемкость, динамическая вязкость), ядерно-физических (активация, радиационная стойкость, химическая термостойкость), взрывопожаробезопасность, стоимость, токсичность.

7.2 Особенности конструкции и физики высокотемпературных графитгазовых реакторов (ВТГР)

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (ВТГР) занимают особое место в перспективных направлениях развития ядерной энергетики. Интерес к ВТГР обусловлен следующими соображениями.

1. Возможность достижения высокой температуры теплоносителя – гелия на выходе из активной зоны (и выше) позволяет получить высокий коэффициент полезного действия, и в принципе, перейти на одноконтурную схему с газотурбинным циклом.

2. Отсутствие в активной зоне конструкционных материалов, минимальный оперативный запас реактивности в стационарном режиме работы обеспечивает хороший баланс нейтронов, что в совокупности с высоким выгоранием приводит к эффективному использованию ядерного горючего.

3. Высокий температурный потенциал теплоносителя позволяет рассматривать ВТГР в качестве источника энергии для металлургии, крупнотоннажных химических производств, для получения искусственного жидкого топлива из низкосортных углей, энергоносителей для дальнего теплоснабжения и т. д. Это позволяет надеяться, что высокотемпературные реакторы значительно расширят области применения атомной энергии в народном хозяйстве.

Разработки ВТГР ведутся в ряде стран: России, США, Великобритании, ФРГ, Японии. В 70-е годы прошлого века были созданы первые демонстрационные и опытные реакторные установки, среди которых заметными были «Драгон» Великобритания – 20 МВт(т), «Питч-Боттом» США – 40 МВт (э), «Форт Сейн Врейн» США – 330 МВТ (э), AVR ФРГ – 76 МВт (э). В ноябре 1983 года осуществлен физпуск реактора THTR ФРГ – 300 МВт (э). В СССР разработаны проекты двух установок этого типа ВГР-50 и ВГ-400, электрической мощностью 50 и 400 МВт соответственно.

В разных странах разрабатываются проекты ВТГР мощностью 500 – 1000 МВт (э), а также модульные системы небольшой единичной мощности. Судя по имеющимся прогнозам, этот тип ядерно-энергетических установок способен занять одно из ведущих мест в энергетике будущего.

Перспективы ВТГР часто связывают с освоением уран-ториевого топливного цикла, создающего предпосылки для расширения топливной базы ядерной энергетики и способствующему эффективному использованию ядерного горючего. Поэтому в исследованиях по ВТГР значительное место занимают поиски оптимальных топливных композиций смешанных уран-плутониевых и уран-ториевых загрузок, оптимальных путей замещения урана-238 на торий.

Основная задача нейтронно-физического и теплофизического расчета реактора на стадии проектирования состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющих поставленным требованиям по обеспечению надежности и безопасности.

Как любая техническая задача, процесс проектирования ядерного реактора проходит обычно несколько стадий, причем на каждой стадии последующий расчет реактора производится более подробно. Из-за очень большого количества параметров, подлежащих определению, сначала выполняются серии прикидочных расчетов, покрывающих широкий диапазон возможных компоновок.

7.3 Конструктивные особенности ВТГР

Активная зона таких реакторов может представлять жесткую регулярную структуру, которая допускает профилирование энерговыделения за счет перебора оптимальных концентраций топлива и перестановок топливных сборок в соответствии с заданной схемой перегрузок. Серьезным недостатком этой концепции считается необходимость остановки реактора при проведении перегрузочных операций.

Вторая концепция, развиваемая в конструкциях реакторов, ФРГ и принятая в России, основана на использовании шаровых твэлов и засыпкой активной зоны. Шаровые твэлы имеют наружный диаметр 6 см. Топливная зона отделена от окружающего пространства графитовой оболочкой толщиной ~0.5 см. Не исключено применение слоистых твэлов. Высокая температура гелия исключает использование металлических покрытий. Удержание продуктов деления происходит на микроскопическом уровне благодаря использованию микротвэлов, которые состоят из окисных или карбидных частиц топлива диаметром 200÷800 мкм, покрытых несколькими слоями пиролитического углерода и карбида кремния. Толщина каждого из покрытий 150÷200 мкм. Такие микротвэлы диспергированы в графитовой матрице, образуя топливную зону твэла диаметром 5 см.

Имеется возможность «разбавлять» топливную загрузку реактора добавлением «холостых» (чисто графитовых) шаров к шаровым твэлам.

Основные проектные характеристики ВТГР с шаровыми твэлами приведены в табл. 7.2.

Таблица 7.2

Основные проектные характеристики ВТГР с шаровыми твэлами.

Параметр	Тип реактора
THTR-300	PNP-500	HTR-900	ВГ-400
Тепловая мощность, МВт	750	500	2250	1060
Высота активной зоны, см		507.5	550	480
Радиус активной зоны, см	280	280	490	320
Отношение	0.903	0.906	0.561	0.75
Средняя энергонапряженность активной зоны,	5.07	4.0	5.42	6.83
Температура гелия, :
на входе	250	303	285	350
на выходе	750	990	700	950
Давление гелия, МПа	3.92	3.92	–	4.9
Число шаровых твэлов	~	~675 000	–	~
Топливный цикл	Высоко- обогащенный	U-Pu	U-Pu	U-Pu
Загрузка тяжелых элементов в шаровой твэл, г	11.23	8.0	10.0	6.15
Обогащение свежего топлива, %	9.30	6.8 12.6	–	6.5
Загрузка урана-235 в твэл, г	1.04		–	0.402
Принцип работы	Много- кратная циркуляция	ОПАЗ	ОПАЗ	ОПАЗ
Выгорание топлива,	–		71 000	70 000
Диаметр твэла, см	6.0	6.0	6.0	6.0
Время пребывания твэлов в реакторе, сут	1084 за 6 циклов	–	–	345
Число погруженных поглощающих стержней	42	54	150	55
Число стержней в боковом отражателе	36	36	48	22
Система авраийного останова	KLAK	KLAK	KLAK	–
Количество выгрузных каналов в днище реактора	1	1	6	3

7.4 Краткое описание реактора PBMR

PBMR представляет собой модульный, графитовый реактор с гелиевым теплоносителем и использует прямой газотурбинный цикл Брайтона для перевода тепла в электроэнергию с помощью гелиевого турбогенератора. Тепловая мощность реактора ограничена 270 МВт на модуль, что позволяет создать энергоблок электрической мощностью около 110 МВт.