Основы технологии и расчета ядерных реакторов (стр. 1 )

,

Основы технологии и расчета ядерных реакторов

Курс лекций

для студентов физико-технического факультета

Екатеринбург 2008

Цель и задачи дисциплины... 4

1 Обзор концепций ядерной энергетики.. 4

2 Энергетика процессов деления тяжелых нуклидов ядерных реакторов. 8

2 Тепловые схемы АЭС.. 14

Основное технологическое оборудование.. 14

2.1.Типы атомных станций.. 14

2.1.1 Одноконтурные АЭС.. 14

2.2.Основное технологическое оборудование. 18

2.3 Организация термодинамического цикла. 19

Регенерация. КПД. 19

2.4 Выбор теплофизических параметров для получения максимального термического КПД 23

2.5 Регенеративный цикл. 24

2.6 Внутренний КПД турбины. 27

2.7 Коэффициент полезного действия АЭС.. 28

3. Тепловой расчет ЯЭУ. 30

3.1 Функция распределения энерговыделения и потока нейтронов по радиусу активной зоны реактора. 30

3.2 Способы выравнивания энерговыделения. 32

3.3 Основные факторы, ограничивающие режимные параметры или мощность реактора 32

3.4 Распределение поля температур по сечению твэл.. 34

3.5 Пластинчатый твэл.. 39

3.6 Расчет технологического канала с кипением теплоносителя.. 40

3.6.1 Нахождение расходных характеристик в двухфазной смеси. 41

3.6.2 Энтальпию воды на ГПК можно найти из следующих соображений. 43

3.7 Расчет коэффициентов теплоотдачи в технологическом канале ядерного реактора 44

3.7.1 Однофазное течение. 45

3.7.2 Теплоотдача при кипении. 45

3.8 Проверка процессов теплообмена на наличие критических тепловых потоков 47

3.8.1 Особенности теплофизики реакторов с кипящим теплоносителем.. 48

3.9 Учет теплообмена в топливном блоке за счет излучения.. 50

3.10 Расчет технологического канала по средним сечениям параметров теплоносителя 53

3.11 Гидравлика тепловыделяющего канала.. 55

3.11.1 Гидродинамическая устойчивость реактора. 60

3.12 Распределение поля температур по поперечному сечению топливного блока 66

3.13 Поле температур твердого замедлителя.. 69

3.14 Тепловыделение в корпусе ядерного реактора и в биологической защите 74

4 Поле температур в реакторе и его связь с нейтроно-физическими и гидравлическими процессами.. 80

4.1 Реактивность. Коэффициенты реактивности. Эффективная температура.. 80

4.2 Характерные температуры их разности и отношения.. 81

4.3 Отношения подогрева теплоносителя к температурному напору. Подобие температурных полей.. 85

4.4 Поле температур в канале реактора, выраженное через параметры подобия 88

4.5 Влияние замены теплоносителя на коэффициент перегрева элементов реактора 94

4.6 Коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя, мощности и расходу 95

4.7 Коэффициенты реактивности ядерного реактора.. 97

4.8 Температурный и мощностной коэффициенты реактивности большого реактора (на примере реактора ВВЭР). 100

5. Конструктивные формы и физические особенности ядерных реакторов.. 106

5.1. Составные части, основные признаки и типы ядерных реакторов.. 106

5.2 Реакторы для производства делящихся нуклидов и энергетические реакторы 109

5.2.1 Воспроизводство ядерного топлива. 109

5.2.2 Низкотемпературные реакторы канального типа на естественном уране без отража

5.3 Энергетические реакторы

5.3.1 Классификация реакторов по активной зоне. 111

5.4 Энергетические реакторы разных типов.. 112

5.4.1 Жидко-топливные реакторы.. 112

5.4.2 Реакторы на быстрых нейтронах. 115

5.4.2.1 Типичные элементы конструкции реактора на быстрых нейтронах. 118

5.4.2.2 Однокомпонентный исследовательский реактор БАРС

5.5 Реактор БН-6

5.5.1 Основные технические и теплофизические характеристики реактора БН-

5.5.2 Принципиальная схема и компоновка реактора. 125

5.5.3 Физика реактора. 127

5.5.3 Эффекты реактивности реактора БН-6

6. Двухкомпонентный водо-водяной энергетический реактор на тепловых нейтронах (ВВЭР) 132

6.1 Основные теплофизические характеристики ВВЭР. 132

6.2 Корпус реактора и внутрикорпусные устройства.. 133

6.3 Активная зона.. 134

6.4. Системы управления и защиты

6.5 Системы контроля реактора.. 145

6.6 Особенности нейтронно-физических и теплофизических характеристик активной зоны ВВЭР. 147

6.6.1 Нейтронно-физические особенности водо-водяных реакторов. 147

6.7 Регулирование.. 151

6.8 Энергетический реактор ВВЭР с кипением

7 Реакторы с графитовым замедлителем

7.1 Графит, его характеристики. 158

7.2 Особенности конструкции и физики высокотемпературных графитгазовых реакторов (ВТГР) 162

7.3 Конструктивные особенности ВТГР. 163

7.4 Краткое описание реактора PBMR.. 165

7.5. Физические особенности ВТГР. 168

8 Особенности физики реакторов РБМК-10

8.1 Устройство реактора РБМК-10

8.1.1 Металлоконструкции реактора и биологическая защита. 173

8.2. Структура активной зоны

8.3.Тепловыделяющий элемент.. 177

8.4. Тепловыделяющие сборки.. 177

8.5. Дополнительные поглотители.. 180

8.5.1. Стержень дополнительного поглотителя. 180

8.6. Стержни СУЗ. 181

8.6.1. Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ) 182

8.6.2. Укороченные стержни-поглотители (УСП) 182

8.6.3. Кластерный регулирующий орган (сб.23

8.7. Уран-графитовое отношение.. 185

8.8. Размножающие свойства решетки каналов РБМК-10

8.8.1. Длина миграции в решетке РБМК-10

8.9. Баланс нейтронов. Использование уран-эрбиевого топлива.. 194

8.10. Технологические аспекты безопасности реакторов РБМК-10

8.10.1 Подкритическое состояние реактора. 197

8.10.2. Процесс выхода реактора в критическое состояние. 200

8.11. Надежная система теплоотвода от ТВЭЛов. 201

8.11.1 Оболочка ТВЭЛ – барьер безопасности АС. 202

8.11.2 Теплообмен в технологических каналах РБМК. 203

8.12 Остаточное тепловыделение. 205

Цель и задачи дисциплины

Курс «Основы технологии и расчета ядерных реакторов» является спецкурсом для специальности 140305 и охватывает взаимосвязь нейтронной физики, теплофизики и гидродинамики различных типов ядерно-энергетических установок.

Цель преподавания курса:

·  освоение студентами схемы технологических циклов ядерно-энергетических установок и особенностей их проведения, понимание термического коэффициента полезного действия в отборном и безотборном режиме;

·  освоение студентами методами расчета и проектирования ЯЭУ в целом и отдельных элементов её оборудования;

·  рассмотрение основ прочностных расчетов;

·  изучение эффективности циклического преобразования тепловой энергии в электрическую в различных схемах ядерно-энергетических установок.

1 Обзор концепций ядерной энергетики

В настоящее время трудно выделить какие-либо направления развития ядерной энергетики, которые могли бы решить все проблемы, стоящие перед ядерной энергетикой. Этому соответствуют две причины:

·  Мы не знаем совокупности всех требований, которые возникнут, и в будущем будут определять структуру ядерной энергетики.

·  Для осуществления выбора в предполагаемом направлении даже сегодня в целом имеется достаточный набор физических и математических моделей.

Условно все реакторные установки можно разделить на три группы.

1.  Реакторы, реально существующие, для которых создана промышленная структура, экспериментальная и технологическая базы, имеется набор физических и математических моделей. Примеры: легководные реакторы ВВЭР, PWR; реакторы с кипящим теплоносителем BWR; тяжеловодные реакторы CANDU, газографитовые реакторы AGR; водографитовые реакторы РБМК.

2.  Разрабатываемые ядерно-энергетические установки, для которых созданы опытно-промышленные установки и имеется экспериментальная база. Это реакторное направление имеет большое число технологических узлов. Для них успешно разрабатываются и совершенствуются физические и математические модели, но не создана в полной мере инфраструктура. Они не играют существенной роли в выработке энергии. Примеры: реактор на быстрых нейтронах БН-600; высокотемпературные газовые реакторы ВТГР; жидкосолевые реакторы.

3.  Реакторы прелагаемые к разработке, для которых кроме заявленных прекрасных характеристик и радужных перспектив мало что есть. Для них используют модели первого и второго направления. Требуется создание специальных стендов разработка технологии. Все это важно на стадии концептуальных и проектных разработок. Примеры: импульсные реакторы, реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 и БРЕСТ-600. Целью создания реакторов третьего поколения является радикальное повышение их безопасности, сохранение и увеличение их эффективности.

Остро стоит проблема удовлетворения требований социально приемлемого риска. Для того чтобы удовлетворить эти требования необходимо использовать так называемые пассивные средства самозащищенности, что достигается путем снижения влияния внешних и внутренних возмущений реактивности путём внутренней самозащищенности (наличие отрицательных обратных связей по реактивности).

Главным фактором опасности ядерной энергетики является запасенная в активной зоне энергия: остаточное тепловыделение, энергия давления теплоносителя, химическая энергия и т. д. Снижение опасных факторов возможно при обоснованном выборе теплоносителя и способа отвода тепла.

Снижение уровня возмущений в ректоре может быть реализовано в первую очередь за счет минимизации всевозможных запасов реактивности.

Способы минимизации запаса реактивности:

·  непрерывная перегрузка топлива;

·  достижение коэффициента воспроизводства на уровне единицы;

·  применение выгорающих поглотителей.

Для любого ядерного реактора, как в рабочем, так и в остановленном состоянии характерны ионизирующие излучения. Для уменьшения этого явления надо уменьшать количество радионуклидов в активной зоне. Способом такого уменьшения может послужить непрерывная перегрузка топлива и выделение радионуклидов из топлива.

В настоящее время все разрабатываемые реакторы на стадии проектирования проверяются на компьютерных моделях. В международной практике рассматриваются четыре типа аварийных ситуаций в реакторах, реализуемых на компьютерных моделях. Для такой проверки необходимы надежные физические и математические модели реактора, представляющие собой системы дифференциальных и интегральных уравнений, описывающих его поведение при различных возмущениях. Без успешного моделирования аварийных ситуаций, проект реактора не может реализоваться на практике.

Первая модельная аварийная ситуация-TOP WS. В реактор вводится положительная реактивность (выводятся поглощающие стержни из активной зоны реактора). При этом предполагается, что аварийная защита не срабатывает и, как следствие, плотность потока нейтронов растет во времени, следовательно, растет мощность реактора, растут все температурные поля в активной зоне. При этом перечисленные выше параметры, согласно модели, должны выйти на стационарный уровень. При этом определяется максимальная положительная реактивность, вводимая в реактор, при которой не превышаются максимально допустимые значения температуры элементов реактора.

Рис. 1.1. Поле температур элементов ТВЭЛ в опыте TOP WS.

Tf – температура топлива; Tc – температура замедлителя; Tf – температура теплоносителя.

Вследствие отрицательного температурного эффекта (Доплер- эффект, плотностной эффект, рост утечки нейтронов) реактивность падает, следовательно, через определенное время, мощность реактора выйдет на стационарной уровень. В этой модели определяется максимальный эффект реактивности, при которой в реакторе температуры основных компонентов активной зоны не превышают допустимых.

Вследствие отрицательного температурного эффекта (Доплер - эффект, плотностной эффект, рост утечки нейтронов) реактивность падает, следовательно, через определенное время, мощность реактора выйдет на стационарной уровень. В этой модели определяется максимальный эффект реактивности, при которой в реакторе температуры основных компонентов активной зоны не превышают допустимых.

Вторая модельная аварийная ситуация - LOHS WS. Она связана с последовательной потерей топлоотвода к теплоносителю в первом, втором и третьем контурах. Сток тепла в активной зоне организован при неподвижном теплоносителе первого, второго, третьего контуров.

Рис. 1.2. Проектные дефекты в модельной ситуации в LOHS WS.

Тепло, выделяющееся за счет остаточного тепловыделения расходуется на повышение температуры активной зоны, внутрикорпусных устройств, теплоносителя, корпуса, транспортных коммуникаций. Его отвод осуществляется внешними поверхностями первого контура реактора и системой аварийного расхолаживания активной зоны. Повышающаяся температура отдельных элементов не должна превышать максимально допустимой для них температуры.

Третья модельная аварийная ситуация - LOF WS. Эта ситуация связана с потерей напора теплоносителя, т. е. моделируется процесс внезапной остановки ГЦН. Отсутствует съем тепла с активной зоны за счет вынужденной конвекции (прокачки) теплоносителя. При этом реактор переходит в подкритическое состояние (срабатывает аварийная защита), а съем тепла производится за счет естественной конвекции теплоносителя. Данная ситуация реализуется если промежуточный теплообменник (см. рис. 1.2) между первым и вторым контурами расположен по горизонту выше, чем активная зона.

Четвертая модельная аварийная ситуация - OVS WS. Данная модель определяет скорость изменения температуры теплоносителя первого контура.

Потенциально опасным режимом для реактора в этом случае является режим с быстрым глубоким расхолаживанием I контура, например, в результате прекращения регенеративного подогрева теплоносителя при разрыве паропровода в не отключаемой от парогенератора части.

В случае возникновения такого режима на реакторе в конце кампании, когда температурный коэффициент реактивности имеет максимальную абсолютную величину, задается величина перепада температуры теплоносителя и определяется значение и темп освобождения положительной реактивности, при которой органы СУЗ обеспечивают надежное регулирование реактора. Согласно физической модели OVS WS срабатывает аварийная защита и находится максимальное возмущение, при котором не возможен повторный выход в критическое состояние.

2 Энергетика процессов деления тяжелых нуклидов ядерных реакторов.

Энергия связи Ес нейтрона в ядре равна работе, которую надо сообщить ядру, чтобы удалить из него нейтрон на бесконечность. Такая же энергия сообщается ядру при захвате им нейтрона. Эта энергия переводит составное ядро в возбужденное состояние. Чтобы ядро разделилось необходимо подвести к нему энергию, значение которой должно быть не ниже энергии порога деления. Порог деления Еd и энергия связи, вносимая в составное ядро для изотопов, имеет значения, приведенные в таблице 1.1.

Таблица 1.1

Порог деления и энергия связи для изотопов урана

Изотоп	Еd, МэВ	Ес, МэВ
	5,75	5,85
	5,85	4,76

Важнейшим результатом деления ядер является выделяемая энергия. Ее можно легко оценить. Средняя энергия связи на один нуклон в осколках деления с массовым числом от 80 до 140 составляет порядка ~ 8,35 МэВ, а для тяжелых нуклидов порядка ~7,5 МэВ.

Полная разность энергий 236 нуклонов составляющих осколков деления и составного ядра будет равна:

.

Если бы можно было расщепить по нуклонам ядра двух осколков, то пришлось бы затратить энергию на 202 МэВ больше, чем при аналогичном разрушении ядра урана.

В ядерной энергетике энергия деления локализуется в различных компонентах активной зоны. Для понимания областей локализации надо знать структуру выделяемой энергии:

- кинетическая энергия осколков деления – 168 МэВ;

-энергия, уносимая нейтронами деления – 5 МэВ;

-энергия мгновенного γ- излучения – 5 МЭВ;

-энергия β- распада – 7 МэВ;

-энергия γ распада(радиоактивность) – 6МэВ;

- энергия, уносимая нейтрино – 11МэВ;

Итого: суммарная энергия будет равна (202±5)МэВ.

На один акт деления, без учета энергии уносимой нейтрино, в ядерном реакторе локализуется 191 МэВ, а 4 МэВ приходится на вторичные спонтанные распады. Отсюда следует, что в реакторе на один акт деления тяжелых нуклидов выделяется ~195МэВ.

Найдем теплоту «сгорания» тяжелых нуклидов в ядерном реакторе.

При делении одного килограмма урана выделиться:

где m - масса нуклида в граммах;

M - массовое число нуклида;

Na - число Авагадро;

E1a - энергия, приходящаяся на один акт деления;

Если учесть, что , то энергия деления W будет равна:

;

С другой стороны , тогда получим:

;

При равномерном сжигании такого количества топлива в течение 24 часов можно обеспечить работу энергетической установки мощностью:

.

Другими словами, сгорание одного килограмма обеспечивает суточную работу энергетической установки мощностью 925 МВт. Без существенной ошибки можно сказать, что у других тяжелых нуклидов энергетика будет аналогичной.

Если учесть, что в реальных условиях имеет место и радиационный захват нейтронов топливными нуклидами, то можно записать:

Величина отношения для всех трансурановых нуклидов примерно одинакова и равна ~0,15. В этом случае с учетом радиационного захвата один килограмм обеспечивает суточную работу установки на 15% меньшей мощностью 925(1-0.15)=790 МВт. Т. е теплотворная способность ядерного топлива составляет 790 МВт×сут/кг. В этой связи на практике удельную величину энергии, приходящуюся на единицу массы топлива за время пребывания его в активной зоне конкретного реактора выражают в и называют его выгоранием топлива. Чтобы перейти от выгорания в к относительному выгоранию в массовом исчислении (определить массу выгоревшего топлива) необходимо удельное выгорание в разделить на 790. Таким образом, выгорание топлива это энергия, которая выделится из топлива определенной массы с момента загрузки топлива до его выгрузки.

Предельно допустимые значения глубины выгорания топлива определяются начальным запасом реактивности, изменением свойств самого топлива, радиационной и механической стойкостью элементов ТВЭЛ.

Значения достижимых глубин выгорания различных типов реакторов составляют от 5 до 100 . Последняя цифра характерна для реакторов на быстрых нейтронах. При этом накапливаются до 100 кг продуктов деления на 1 тонну топлива, т. е. примерно 10% атомов топлива замещается их удвоенным значением, что приводит к твердому распуханию.

Нужно отметить, что на ряду с выгоранием топлива необходимо рассмотреть его воспроизводство из сырьевых нуклидов и , которое можно характеризовать коэффициентом воспроизводства КВ как отношение числа реакций радиационного захвата нейтронов в единицу времени и в единице объема сырьевыми изотопами к числу таких реакций поглощения нейтронов основными делящимися нуклидами. Так для активной зоны на урановой загрузке, можно дифференциальный КВ представить в виде отношения:

. (1.1)

Дифференциальный КВ-это отношение темпа наработки нового делящегося нуклида к темпу расходования первоначального загруженного нуклида.

Для того, чтобы получить интегральный коэффициент воспроизводства активной зоны реактора необходимо последнее выражение проинтегрировать по спектру нейтронов, объему топливных компонентов и времени пребывания топлива в условиях реакторного облучения. Следует заметить, что с ростом обогащения коэффициент воспроизводства будет падать.

Для технических и экономических оценок в атомной энергетике используют характеристику производимого за определенный промежуток времени плутония, по отношению к количеству вырабатываемой энергии или к массе накопленных продуктов деления за этот же промежуток времени.

Введем коэффициент накопления плутония – Кн, который является отношением количества всех или только делящихся изотопов плутония к количеству шлаков, содержащихся в одной тонне топлива, выгруженного из ядерного реактора:

Кн= (z9+z0+z1+z2)/α, (1.2)

или

К9= z9/ α, (1.3)

zi – масса i-го изотопа накопленного плутония в одной тонне выгружаемого топлива, α - масса осколков в одной тонне выгружаемого топлива или выгорание топлива. С ростом выгорания α увеличивается концентрация шлаков и сопутствующий радиационный фон, и, соответственно, усложняется задача выделения наработанного Pu как в технологическом, так и в экономическом отношении.

Для иллюстрации процесса накопления плутония приведем график временного изменения изотопного состава твэлов реактора ВВЭР-1000.

Рис.1.3 Нуклидный состав активной зоны реактора ВВЭР-1000 в зависимости от выгорания

Из приведенных графических зависимостей видно, что максимальное значение коэффициента накопления плутония имеет место при относительно малых выгораниях, что обеспечивается гораздо более частой перегрузкой топлива, вопреки неэффективности разовой наработки тепловой энергии.

Таким образом, при работе реактора кроме наработки 239Pu имеет место воспроизводство четно-четных нуклидов 240Pu и 242Pu, которые имееют характерные особенности.

Рассмотрим одну из таких особенностей - способность их спонтанного деления в сравнении с другими нуклидами.

Таблица 1.2

Удельные характеристики спонтанного нейтронного излучения нуклидов.

Нуклид	Число нейтронов
	1
	0,75
	17
	15
	1,5×106
	2
	1,75×106

Для полупериод α-распада составляет

Оценим поток нейтронов за счет спонтанного деления . Пусть размножающая среда представлена металлическим ураном бесконечных размеров. Удельная объемная активность такого реактора , где - массовая плотность урана.

С другой стороны, объемная скорость поглощения нейтронов в этой среде будет равна произведению макроскопического сечения поглощения нейтронов на величину потока Ф. Если ядерная плотность урана составляет ~ (см-3), а микроскопическое сечение поглощения нейтронов в такой слабо замедляющей среде принять ~0,5 барн, то (см-1) Тогда поток нейтронов за счет спонтанного деления без учета вклада в генерацию нейтронов за счет цепной реакции будет равен:

(1.1)

При выгорании 40 в реакторе ВВЭР-1000 накапливается ~0,2% плутония 240 (Рис.1.3) и поток нейтронов в выгружаемом топливе будет равен:

(1.2)

где кг/см3 - плотность топлива реактора ВВЭР.

Таким образом, процесс выработки плутония в реакторном цикле всегда сопровождается наработкой нуклидов 240 и 242, которые имеют большую скорость спонтанного распада, что обуславливает высокий нейтронный фон будущего ядерного топлива.

Определим вклад в наработку тепловой энергии в реакторе ВВЭР-1000 за счет деления U238 и Pu239, при этом будем исходить, что число реакций деления в размножающей среде

, (1.3)

Число реакций деления при единичном потоке:

Разделим на , тогда получим относительный вклад остальных тяжелых нуклидов:

(1.4)

Второе и третье слагаемые выражения (1.4) определяют энергетические вклады U8 и Pu9, которые можно легко оценить при средних значениях ядерных плотностей и микроскопических сечений деления соответствующих нуклидов для реактора BВЭР-1000:

при этом усредненные значения обогащений для Pu9 и U5 соответствуют (Рис. 1.3)

Таким образом, за время кампании в реакторе BВЭР-1000 вклад в наработку энергии составляет примерно 80% от деления урана-235 и 20% за счет деления урана-238, воспроизводства плутония-239 с последующим его делением тепловыми нейтронами.

Таблица 1.3

Сравнительные величины выгорания и коэффициентов накопления плутония для различных типов ядерных реакторов

Тип ЯР	Нач. обогащ. x5, кг/т	α, кг/т	Кн (Pu),	Тип ЯР	Нач. обог x5, кг/т	α, кг/т	Кн (Pu),
1.Газо-графитовые 2. ВВР	7 (ест. U) 18 (обог. топ.) 20 30	4-5 20-28 20-22 30-32	0,53-0,55 0,30-0,37 0,44-0,46 0,38-0,40	3. ВВРК -“- 4. D2O -“-	20 30 7 18	20-22 30-32 9-10 18-20	0,36-0,37 0,27-0,29 0,48-0,49 0,32-0,34

Для характеристики ядерных реакторов часто используется интенсивность генерации тепла в единице объема и в единице массы топлива: