Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Снижение потерь нейтронов в реакторе - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Экономика ВВЭР может быть значительно улучшена в случае уменьшения потерь нейтронов. Проведенный анализ баланса нейтронов в активной зоне ВВЭР (см. гл. 2) позволяет выявить причины потерь и наметить возможные пути их уменьшения [80].
Как уже отмечалось в гл. 2, уменьшение потерь нейтронов в воде и конструкционных материалах связано с необходимостью серьезных конструктивных изменений активной зоны. Вода (а точнее, водород) — не только хороший замедлитель нейтронов, но и достаточно сильный поглотитель. В связи с этим определенные потери нейтронов в воде неизбежны. Однако эти потери возрастают, если уран-водная решетка не оптимальна и в ней содержится избыточный объем воды. Так, в топливной решетке ВВЭР-440 отношение объема воды к объему равно 1,67, что в пересчете на уран составляет 3,47,.т. е. воды в решетке ВВЭР значительно больше, чем в оптимальной [5], для которой водно-урановое, отношение равно 2. На первый взгляд кажется, что наиболее простой способ уменьшения этих потерь — уплотнение твэлов и уменьшение водяных зазоров. Однако последнее связано с увеличением гидравлического сопротивления активной зоны.

Кроме того, уменьшение водяных зазоров может увеличивать  опасность нарушения герметичности оболочки твэлов. Наиболее оптимальным в смысле физики реактора было бы увеличение плотности топлива, в частности путем замены двуокиси урана металлическим ураном. В этом случае существующая решетка ВВЭР, приближается к оптимальной и при сохранении ее существующих геометрических размеров можно примерно в 1,8 раза увеличить количество загружаемого урана, а также снизить степень обогащения по 235U.
Поглощение нейтронов бором, содержащимся в борной кислоте, применяемой для жидкостного регулирования реактивности ВВЭР, приводит к образованию изотопа 7 Li [126]. Разработка эффективных способов извлечения из контура 7Li, не содержащего сильно поглощающего нейтроны 6Li, дает возможность получить ценный продукт ядерной технологии, который, в частности, может быть использован для поддержания водно-химического режима ВВЭР. Актуальна также разработка способов эффективного использования нейтронов при применении плутония в реакторах на тепловых нейтронах, в частности в ВВЭР. Известно, что ядерное качество плутония, определяемое его изотопным составом, зависит от типа спектра нейтронов в реакторе. Например, в реакторах на быстрых нейтронах накопление изотопов плутония с атомной массой более 239 незначительно, а в реакторах на тепловых нейтронах — довольно большое. Различие в ядерном качестве плутония определяет эффективность его использования в реакторах с разным спектром нейтронов. Так, в реакторе на тепловых нейтронах, к которым относятся ВВЭР, делятся только 239Pu и 241Pu. Особенно нежелательно (в смысле полезного использования нейтронов) при применении плутония в реакторах на тепловых нейтронах накопление 242Pu, который имеет высокое значение резонансного интеграла захвата (около 1000 б) при энергии около 1 эВ и довольно ощутимое сечение захвата в. тепловой области энергий нейтронов (около 30 б) и фактически является долгоживущим шлаком, концентрация которого может достигать 45% суммы всех ядер изотопов плутония [24]. На 242Pu фактически заканчивается цепочка трансформации изотопов плутония с последующим переходом в изотопы 243Ат и 244Ст, которые также поглощают нейтроны без деления.
Накопление в больших количествах 242Pu в плутониевом топливе реакторов на тепловых нейтронах вызывает большие потери нейтронов в топливе, снижая его размножающие свойства [185]. Обедняя плутоний по изотопу 242Pu, можно достигнуть повышения эффективности используемого в тепловых реакторах плутония. В свою очередь получаемый при разделении изотопов плутониевый отвал обогащенный по 242Pu, целесообразно использовать в реакторах на быстрых нейтронах, поскольку в реакторах этого типа изотопы плутония с атомной массой от 239 до 242 имеют достаточно большое сечение деления.

Такой способ комплексного использования плутониевого топлива в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, включающий промежуточное разделение изотопов по 242Pu, позволит улучшить  использование плутония в реакторах и воспроизводство плутония из 238U, особенно в реакторах на тепловых нейтронах. Суммарный коэффициент воспроизводства в цикле, возможно, превысит единицу.
При применении плутониевого топлива в активной зоне реактора на тепловых нейтронах можно повысить коэффициент размножения, используя различие в ядерных свойствах 239Pu и 241Pu. Это различие заключается в том, что 239Pu имеет меньшую вероятность захвата нейтронов с делением ядра при энергии нейтронов, близкой к энергии резонансов, чем 241Pu. Так, отношение парциальной ширины деления Г к полной ширине резонанса Г при энергии резонанса Ео = 0,26 эВ для 241Pu на 6% больше, чем та же величина для 239Pu при энергии резонанса Е0 = 0,296 эВ. Отношение же резонансного интеграла деления при энергии нейтронов выше 0,15 эВ к полному резонансному интегралу поглощения нейтронов для 241Pu на 12,5% больше, чем для 139Pu [19]. Следовательно, для увеличения коэффициента размножения нейтронов 241Pu целесообразнее размещать в тех областях топливных ячеек активной зоны, где доля резонансных нейтронов достаточно велика, а 239Pu — там, где резонансных нейтронов меньше. Учитывая близость основных резонансных уровней 239Pu и 241Pu (0,296 и 0,26 эВ соответственно), целесообразно использовать это различие, экранируя 239Pu изотопом 241Pu. Для этого плутоний в активной зоне целесообразно размещать таким образом, чтобы основной блок топлива, содержащий в качестве делящегося материала ядра 239Pu в смеси с другими ядрами, например с 238U, 160, экранировался со стороны, обращенной к замедлителю, слоем ядер 241Pu. Экранирующий слой также может состоять из смеси 241Pu с другими сырьевыми или неделящимися материалами, например с 238U, 232Th, кислородом [80].
Особое значение для энергетических реакторов на тепловых нейтронах может иметь уран-ториевый цикл, основой которого является реакция
(12.77)
Ядерно-физические свойства изотопа 233U позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах- размножителях на тепловых нейтронах. Расширенное воспроизводство ядерного топлива достигается также в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах с использованием уран-плутониевого цикла. Однако практическая реализация обоих путей расширенного воспроизводства ядерного топлива связана с преодолением определенных технических трудностей.
Все изложенные направления уменьшения потерь нейтронов в активных зонах ВВЭР являются резервом для дальнейшего улучшения экономических показателей энергетических блоков с реакторами этого типа.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети