Основы технологии и расчета ядерных реакторов (стр. 8 )

Бридер – реактор-размножитель топлива. Это такой реактор, в котором осуществляется процесс расширенного производства ядер горючего КВ>1. Термин «бридер» относится к реактору, работающему по замкнутому топливному циклу, т. е. к такому реактору, в котором выгорающее и образующееся топливо одного и того же вида. В качестве ядерного топлива может применяться U233 или Pu239 в сочетании с соответствующим видом ядерного сырья (U238 Th232). Реактор, в котором в отличие от бридера вновь образующееся топливо отличается от первоначально заданного называется конверторным. U238 может перерабатываться в Pu239 только с помощью быстрого конвертора, т. к. в тепловом реакторе на Pu КВ просто не может быть больше единицы. Переработка Th232 может осуществляться в принципе как в тепловых, так и в быстрых реакторах. Применение быстрых реакторов более выгодно, т. к. КВ в них имеет большее значение, чем в тепловых. Для энергетических реакторов на естественном или обогащенном уране меньше единицы и составляет (0,6 ¸ 0,8). При этом максимальное количество U238, которое может быть переработано в Pu239, составляет 1-3%. Более благоприятные условия для достижения больших КВ у быстрых реакторов. Для них h - 1 существенно выше за счет уменьшения радиационного захвата нейтронов на самом топливе. В нейтронном спектре в быстрого реактора без замедлителя существует заметное количество нейтронов вызывающих деление ядер сырья. Потери нейтронов в конструкционных материалах существенно понижаются в быстрых реакторах за счет увеличения концентрации ядер топлива в активной зоне. В результате КВ может существенно превышать единицу, а для реакторов с Pu239 может быть примерно равен двум.

При работе реакторов, для которых КВ>1, количество образующегося топлива больше, чем сжигаемого. В этом случае все сырье может быть переработано в ядерное топливо независимо от первоначальных запасов.

Экономический КВ – учитываются потери топлива при переработке, когда оно извлекается из облученного сырьевого элемента. Эти потери вычитаются из полного количества образовавшегося в реакторе топлива.

5.2.2 Низкотемпературные реакторы канального типа на естественном уране без отражателя

Эти реакторы формируются в каналах из графита без отражателя с водным или газовым охлаждением. Они должны обеспечить максимальный выход коэффициента накопления Pu239.

5.3 Энергетические реакторы

Разнообразие реакторов велико, поэтому пока еще накопленный опыт недостаточен, чтобы отдать предпочтение какому-либо из реакторов. Они работают при различных давлениях, температурах и мощностях. Одним из основных критериев выбора является стоимость произведенной ими энергии: ВВЭР РБМК БН. Для любого типа реактора вне зависимости от их назначения можно выделить общие признаки. Во-первых, это активная зона с внутрикорпусными устройствами, в которых осуществляется и регулируется реакция деления. В состав активной зоны входят:

а) делящийся и сырьевой изотоп;

б) замедлитель и отражатель нейтронов;

в) каналы системного регулирования коэффициента размножения.

Конструкционные элементы реактора – опорные устройства, на которых размещено топливо, а также устройства для крепления и дистанционирования твэлов, устройства для направления потока теплоносителя, устройства для защиты корпуса от радиационных повреждений и активации, устройства для контроля за состоянием каналов и теплоносителя.

Система управления и защиты (СУЗ)

Служит для регулирования, поддержания и прекращения цепной реакции деления.

Система перегрузки топлива

Служит для замены облученного выгоревшего топлива, а также для перемещения каналов внутри реактора.

Корпус

Служит для отделения активной зоны и внутрикорпусных устройств от окружающей среды. Если корпус нагружен давлением теплоносителя, то такой реактор называют корпусным, а если давление теплоносителя приложено к каналу, то такой реактор называют канальным.

Биологическая защита

Служит для защиты окружающей среды, оборудования и персонала от облучения нейтронами и ионизирующим излучением.

Аппаратура контроля и управления реактором и БЩУ (блочный щит управления)

Информация от датчиков, контролирующих состояние оборудования и системы блокировки, поступает на блочный щит управления, который размещается в отдельном помещении, находящееся по возможности в безопасном месте, т. к. оно является постоянным местом пребывания персонала. Поэтому предпринимаются меры для защиты персонала при любых возможных авариях. С блочного щита управления сигналы передаются на исполнительные механизмы и системы управления энергоблоком.

5.3.1 Классификация реакторов по активной зоне

По спектру нейтронов реакторы подразделяются на реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. По элементам, несущим давление теплоносителя, различают корпусные и канальные реакторы. По типу замедлителя разделяют на водные и уран-графитовые. По степени гетерогенности различают по числу пространственно разделенных компонентов активной зоны. Можно, таким образом, выделить однофазные реакторы, где топливо, замедлитель и теплоноситель представляют одну и ту же среду. К ним относятся реакторы с жидким топливом. Двухкомпонентные реакторы обычно без отражателя, в которых топливо и теплоноситель разделены пространственно. В трехкомпонентном реакторе все составляющие активную зону элементы разделены пространственно. Рассмотрим таблицу (табл. 5.2) возможного сочетания теплоносителя и замедлителя.

Таблица 5.2

Возможное сочетание теплоносителя и замедлителя

Замедлитель	Теплоноситель
H2O	H2O	Органические жидкости	Жидкие металлы	Расплавы солей	Газ
H2O	+	–	–	–	–	–
D2O	+	+	–	–	–	+
Органические жидкости	–	–	+	–	–	–
Нет замедлителя	пар	–	–	+	+	+
Расплавы солей	–	–	+	–	+	–
Графит	+	–	+	+	+	+

5.4 Энергетические реакторы разных типов

5.4.1 Жидко-топливные реакторы

Эти реакторы различаются по следующим признакам:

1) по разделению функций между теплоносителем и топливом; это реакторы с циркулирующим топливом и реакторы с неподвижным топливом и циркулирующим теплоносителем; охлаждение может быть внешним или внутренним;

2) по числу разделенных компонент активной зоны: однокомпонентные с циркулирующим топливом без замедления и двухкомпонентные с отдельным замедлителем;

3) по размещению сырья для воспроизводства: однозонные и двухзонные реакторы.

Рис. 5.1. Однокомпонентный реактор с циркулирующим топливом

Такого типа реакторы как на рис. 5.1 являются гомогенными. Гомогенные реакторы имеют большие критические размеры, т. к. отсутствует пространственная резонансная самоэкранировка. Наблюдается избыточное поглощение нейтронов сырьевыми нуклидами, которые присутствуют в топливе. Поэтому критические размеры гомогенных реакторов всегда больше, чем у гетерогенных с аналогичным составом активной зоны. При одинаковых размерах в таких реакторах требуется большее обогащение топлива.

Жидко-топливные реакторы на водной основе

В таких реакторах используется уранил сульфат UO2SO4. Такой реактор не требует высокого обогащения урана. Первый подобный реактор был создан в 1951 г. в Лос-Аламосе (Рис. 5.2). Критические размеры составили: , , , QT = 45 кВт.

Рис. 5.2.

Реактор имеет развитую систему труб, по которым прокачивается теплоноситель. Если в качестве растворителя в таком реакторе использовать тяжелую воду, то можно создать реактор на необогащенном уране. В гомогенных реакторах с увеличением степени разбавления наблюдается резонансное поглощение. Недостатки таких реакторов:

·  важным свойством таких топлив является большая коррозионная активность, поэтому требуется тщательный подбор конструкционных материалов;

·  сильный радиолиз воды, вызванный осколками деления, поэтому требуется установка катализатора, который уменьшает радиолиз либо производят отвод гремучего газа;

·  с ростом удельной мощности и достижения температуры кипения возникает неустойчивость за счет образования в объеме активной зоны паровой фазы, и в результате возникает временная нестабильность энерговыделения как следствие спонтанного изменения ядерной плотности топлива.

Реакторы с жидкометаллическим топливом

Среди таких реакторов особый интерес представляет реактор с циркулирующим топливом в виде раствора урана в висмуте. Возможно использование графитового замедлителя и окиси тория и урана-238 в зоне воспроизводства. Висмут слабо реагирует с водой и хорошо совместим с графитом. Достоинства:

·  допустима высокая температура при малых давлениях насыщения пара;

·  высокий коэффициент теплоотдачи металла;

·  устойчивость топлива в поле радиации;

·  возможность использования растворов для создания быстрых реакторов.

При использовании U – Bi - растворов необходимо использовать высокообогащенный U. Растворимость U в Bi является функцией температуры, поэтому в области низких температур возможно выпадение топлива в застойных зонах. В таких зонах возможно образование локальных критических масс.

Недостатки:

·  в случае появления тяги паров висмута возможен выход Ро210 в атмосферу (Литвиненко);

·  проблема конструкции материалов в связи co значительной растворимостью стали в Bi.

Реакторы на основе растворов солей

Фтористые соли Be, Na, Li и некоторые другие с растворимыми в них UF6 и TF6 представляют собой устойчивую систему при температуре до 700 0C, плавятся при 400 0C. Они могут служить жидким топливом и являться замедлителем, совместимым с графитом. Фтористые соли имеют низкое давление насыщения паров при увеличении температуры и высокий коэффициент теплоотдачи. Однако в этих реакторах остро стоит проблема химической коррозии и загрязнения оборудования продуктами деления. Например, в США создан реактор MRSE с графитовым замедлителем, циркулирующим топливом и внешним отражателем: , . Активная зона имеет диаметр 1400 мм, высота составляет 1650 мм. Состоит из 618 графитовых колонн. Средняя скорость движения смеси через каналы составляет 2 м/с, тепловыделение в топливе – 17 кВт/л.

Преимущества и недостатки реакторов на основе жидкого топлива

Преимущества:

·  нет ограничений по глубине выгорания топлива, т. к. своевременно можно подвергать очистке топливо от шлаков и вводить определенное количество делящегося материала;

·  отсутствие радиационных повреждений топливных композиций, т. е. нет радиационного распухания топлива;

·  удешевление и упрощение процессов изготовления и переработки топливных композиций и возможность перегрузки топлива без остановки реактора;

·  возможность поддержания небольшого запаса реактивности;

·  реактор практически ядерно-безопасен (в виду малого запаса реактивности);

·  такие реакторы имеют высокий и быстродействующий отрицательный коэффициент реактивности, что в существенной мере способствует саморегистрации этих систем;

Недостатки:

·  в реакторах часть топлива отбирается коммуникацией, связанные с теплообменником и ГЦН, поэтому в коммуникацию попадают ядра предшественников запаздывающих нейтронов, в связи с чем происходит облучение запаздывающими нейтронами всей коммуникации, что, в свою очередь, уменьшает долю запаздывающих нейтронов в АЗ;

·  эффективная доля запаздывающих нейтронов зависит от расхода теплоносителя;

·  коррозионная и радиационная опасность реактора;

·  трудности, связанные с переносом продуктов деления и их селективным выделением в некоторых частях первого контура;

·  слабая изученность технологии обращения с жидким топливом, особенно в водных системах;

·  ограниченная растворимость делящихся нуклидов в жидких металлах.

5.4.2 Реакторы на быстрых нейтронах

Для таких реакторов характерно отсутствие замедлителя. Они могут быть однокомпонентными и двухкомпонентными.

Рассмотрим сравнительную таблицу 5.3 микросечений для быстрых и тепловых нейтронов.

Из таблицы видно, что сечение деления для быстрых нейтронов на два порядка меньше, чем для тепловых нейтронов.

Таблица 5.3

Сравнительная таблица микросечений для быстрых и тепловых нейтронов

Нуклид	Тепловые нейтроны	Быстрые нейтроны
Критическая масса, кг	Элемент
–		0	2,7	0	0,388	0,428	0,91
61		583,5	680,9	0,85	1,16	1,25	0,94
14,26		744	1011	0,735	1,934	4,489	0,56
–		0	7,56	0	0,15	0,17	0,98
16,58		525	579	0,9	2,1	2,15	0,77

Сделаем оценку материального параметра реактора на быстрых нейтронах:

.

Геометрический параметр для цилиндрического реактора:

.

Для критического состояния

.

,

При одном и том же обогащении топлива реакторы на быстрых нейтронах должны иметь критические размеры на два порядка больше.

Сравним потоки нейтронов быстрых и тепловых реакторов, работающих на одинаковой мощности.

,

где ФТ и ФБ - средние по объему АЗ потоки нейтронов в реакторе. Тогда при одинаковом объеме и одинаковом числе ядер в единице объема

.

Среднее число нейтронов в единице объема в быстром реакторе меньше, чем в тепловом.

т. е. число нейтронов в быстром реакторе примерно в 100 раз меньше, чем в тепловом.

В быстрых реакторах эффективность использования U235, в смысле минимальной наработки U236, будет больше, чем в тепловых (94% и 85% соответственно).

В реакторах на Pu239 также нарабатывается Pu240, однако, в быстром реакторе наработка Pu240, больше, чем в тепловом.

.

Для U238 сечение неупругого рассеяния , тогда

.

В результате неупругого соударения нейтрон переходит в подпороговую область, поэтому размножающуюся среду на U238 создать нельзя.

Особенности реакторов на быстрых нейтронах

1) отсутствие замедлителя и наличие жесткого спектра нейтронов приводит к необходимости больших концентраций ядер топлива, что приводит к большим размерам АЗ и экономически оправдано создание АЗ с одной критической массой;

2) большие размеры АЗ при больших длинах пробега быстрых нейтронов приводят к большим утечкам нейтронов из АЗ в отражатель. Для полезного их использования отражатель конструируют из воспроизводящего нуклида, который называется зоной воспроизводства;

3) всякая возможность попадания водородсодержащих веществ в АЗ работающего реактора должна быть абсолютно исключена, т. к. это вызовет большие скачки положительной реактивности, приводящие к серьезным авариям;

4) высокая энергонапряженность реактора на быстрых нейтронах требует организации соответствующего теплосъема. Поэтому необходимо развивать поверхность теплообмена и использовать теплоносители с большим коэффициентом теплоотдачи (Na, K, Pb, He);

5) малое сечение деления в быстрых реакторах обуславливает значительно больший поток нейтронов, чем в тепловых реакторах;

6) в реакторах на быстрых нейтронах нет проблем йодной ямы, т. к. сечение поглощения ксеноном быстрых нейтронов мало, нет ни внешних ни внутренних блок-эффектов.

5.4.2.1 Типичные элементы конструкции реактора на быстрых нейтронах

Если все элементы первого контура располагаются в пределах корпуса, то компоновка называется интегральной, т. е. если в пределах корпуса расположены А. З., теплообменник, ГЦН и т. д. Активная зона набирается из кассет или пакетов, которые устанавливаются на опорную плиту. Опорная плита является верхней частью напорной камеры теплоносителя. Под слоем жидкого металла находится газовая подушка – смесь инертных газов Не и Ar. Давление в газовой подушке больше атмосферного для того, чтобы кислород атмосферного воздуха не мог попасть в газовую подушку и окислить Na (или другой жидкий металл). Окисление жидкого металла может привести к засорению коммуникаций, причем натрий горит на воздухе.