Стартовая >> Архив >> Генерация >> Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах - Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Оглавление
Кинетика и регулирование ядерных реакторов
Физические основы регулирования
Ядерное топливо и воспроизводящие материалы
Цепная реакция деления
Энергия деления
Кинетика ядерного реактора
Кинетика реактора при линейном изменении реактивности
Изменение изотопного состава топлива и температурный эффект
Температурный коэффициент реактивности
Факторы, вызывающие изменение реактивности
Саморегулирование ядерных реакторов
Режимы перегрузок ядерного топлива
Реальные способы перегрузки ядерного топлива
Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах
Расчет органов регулирования
Материалы и форма поглощающих стержней
Жидкостное борное регулирование
Регулирование отражателем
Компенсация реактивности выгорающими поглотителями
Система управления и защиты ядерных реакторов
Органы управления и защиты канальных реакторов
Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах
Тепловыделение в поглощающих стержнях
Контроль за положением стержней управления и защиты
Калибровка поглощающих стержней
Реакторные измерения
Эффекты реактивности при выводе реактора на рабочую мощность
Безопасность работы ядерных реакторов
Моделирование нестационарных процессов
Исследование моделей динамики реактора на ЭВМ

Физической особенностью реакторов на быстрых нейтронах является то, что активная зона их загружается высокообогащенным топливом по делящемуся изотопу, скомпонованным в тесную решетку. Замедлитель в этих реакторах отсутствует, поэтому они являются весьма компактными и высоконапряженными. Удельная энергонапряженность их в расчете на единицу объема активной зоны в 3— 5 раз выше, чем в водо-водяных реакторах, являющихся наиболее энергонапряженными среди реакторов на тепловых нейтронах. Коэффициент воспроизводства больше единицы обеспечивают поддержанием жесткого спектра нейтронов в быстрых реакторах, реализуя в них расширенное воспроизводство, ядерного топлива. При этом воспроизводящий материал наряду с размещением его в активной зоне загружается в зону воспроизводства, окружающую активную зону как с боковой цилиндрической поверхности, так и по торцам. Высокая удельная энергонапряженность, а также необходимость поддержания жесткого спектра нейтронов предъявляет определенные требования к теплоносителю. Наиболее подходящими с этой точки зрения являются расплавленные металлы, среди которых в настоящее время получил применение расплавленный натрий.

Он обладает высокой эффективностью теплоотвода, не требуя при этом повышенного давления. Однако наряду с указанными положительными качествами натрий обладает и целым рядом негативных свойств. Он чрезвычайно бурно реагирует с водой или воздухом (вплоть до взрыва). Поэтому производить перегрузку топлива на работающем реакторе небезопасно. Она производится на выключенном реакторе с перестановкой ТВС под слоем натрия. Высокая энергонапряженность и глубокое выгорание топлива в этих реакторах обусловливают повышенное остаточное тепловыделение в твэлах, и транспортировка ТВС в долговременное хранилище сразу после извлечения их из реактора требует весьма эффективного охлаждения за пределами реактора. Это привело к тому, что в непосредственной близости от реактора размещают промежуточное хранилище ТВС, расположенное так же, как и сам реактор, под слоем натрия. Отработавшее топливо в промежуточном хранилище выдерживается несколько недель, за которые остаточное тепловыделение заметно спадает, и только после этого, уже на ходу реактора, оно извлекается из промежуточного хранилища и транспортируется в долговременное хранилище. Таким образом, перестановка топлива непосредственно в самом реакторе производится на выключенном реакторе.
ТВС реактора типа CANDU
Рис. 4.20. ТВС реактора типа CANDU:
1 — таблетки из двуокиси урана; 2, 5 — каркас ТВС; 3 — стержневые твэлы в трубках из циркалоя; 4 — дистанционирующие выступы из циркалоя
На рис. 4.21 показан вертикальный разрез установки с реактором БН-600, являющимся прототипом серийных реакторов типа БН. В металлическом корпусе реактора размещены активная зона и зона воспроизводства реактора, промежуточные теплообменники и циркуляционные насосы первого контура. Теплоноситель — расплавленный натрий — насосами закачивается в напорную камеру реактора, из которой он раздается по параллельным ТВС активной зоны и зоны воспроизводства.

Разрез реактора БН-600
Рис. 4.21. Разрез реактора БН-600:
1 — опорный пояс; 2 — корпус; 3 — циркуляционный насос; 4 — электродвигатель; 5 — поворотные пробки; 6 — верхняя неподвижная защита; 7— промежуточный теплообменник; 8 — центральная колонна с механизмами СУЗ; 9 — механизм перегрузки; 10 — активная зона и зона воспроизводства реактора; 11 — напорная камера

Горячий теплоноситель по выходе из реактора поступает в отсеки промежуточных теплообменников, где отдает свое тепло промежуточному натриевому теплоносителю и затем вновь направляется в циркуляционные насосы. Шестигранные ТВС, составляющие активную зону и зону воспроизводства, показаны на рис. 4.22. Материал кожухов ТВС и герметичных оболочек твэлов — нержавеющая сталь.
ТВС реактора БН-600
Рис. 4.22. ТВС реактора БН-600:
а — активная зона, включая торцевые части зоны воспроизводства; б — зона воспроизводства; 1 — верхняя головка под захват; 2 — окна для выхода теплоносителя; 3 — шестигранный корпус; 4 — твэлы; 5 — хвостовик; 6 — отверстия для подвода теплоносителя

В хвостовике ТВС, с помощью которого она устанавливается в напорной камере, имеются отверстия, проходным сечением которых производится профилирование теплоносителя. Очевидно, что расход теплоносителя через ТВС активной зоны заведомо должен превышать расход через ТВС зоны воспроизводства. Верхняя головка ТВС, имеющая отверстие для выхода теплоносителя, приспособлена под захват перегрузочного механизма.
Пучки стержневых твэлов ТВС активной зоны и зоны воспроизводства отличаются не только составом топливного сердечника, но и диаметром твэлов. Как уже упоминалось, в пределах активной зоны топливо высокообогащенное, тепловые нагрузки велики и для увеличения поверхности нагрева твэлы имеют сравнительно небольшой диаметр — 6,9 мм. В зоне воспроизводства размещается природный или обедненный уран, тепловые нагрузки малы по сравнению с активной зоной и твэлы имеют диаметр 14,2 мм. Заметим, что ТВС активной зоны включает в себя торцевые части зоны воспроизводства, твэлы в которых выполнены того же диаметра, что и в активной зоне. Разница заключается в том, что в центральной части трубок стержневых твэлов в пределах активной зоны размещается высокообогащенное топливо, а в торцевых частях — топливо воспроизводящего материала.
Перестановка ТВС в процессе перегрузки в пределах активной зоны, зоны воспроизводства и промежуточного хранилища производится на выключенном реакторе при полном сбросе нагрузки. Все поглощающие стержни погружаются в активную зону и расцепляются с приводами СУЗ, расположенными в верхней части центральной колонны. Последняя так же, как и штанга перегрузочного механизма, проходит через малую поворотную пробку, размещенную в большой поворотной пробке. Малая поворотная пробка расположена эксцентрично по отношению к большой, что позволяет сориентировать штангу перегрузочного механизма на любую ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и промежуточного хранилища.
На рис. 4.23 показано сечение реактора БН-600 по активной зоне, зоне воспроизводства и промежуточному хранилищу. Как видно, активная зона, как, впрочем, и зона воспроизводства, разделена в радиальном направлении на две концентрические области. Таким образом, и в этих реакторах осуществляется принцип перестановки (движения) топлива or периферии к центру, что позволяет выравнять поле энерговыделения по радиусу. Свежее топливо загружается в периферийную область активной зоны, а в центральной области размещается частично выгоревшее топливо. Кампания реактора БН-600 составляет около 1,5 года, за которые осуществляются три частичные перегрузки. Глубина выгорания в реакторе при этом рассчитана на 100 МВт·сут/кг.
В зоне воспроизводства также ведется перестановка ТВС, так как облучение нейтронами воспроизводящего материала в ТВС зоны воспроизводства, непосредственно примыкающих к активной зоне, идет более интенсивно, чем в ТВС, находящихся в периферийной части зоны воспроизводства. Поэтому для выравнивания накопления плутония (вторичного ядерного топлива) зона воспроизводства делится на внешнюю и внутреннюю области, и ТВС зоны воспроизводства в процессе частичных перегрузок переставляются из одной области в другую.


Рис. 4.23. Сечение реактора БН-600

Промежуточное хранилище, куда выгружается облученное топливо, в реакторе БН-600 непосредственно примыкает к внешней области зоны воспроизводства и по сути является продолжением ее. Подобная компоновка значительно упрощает конструкцию по сравнению с компоновкой с отдельно выделенным промежуточным хранилищем.



 
« Исследования трубопроводов питательной воды энергоблоков 160-800МВт   Комплекс для электрической части системы регулирования и защит паровых турбин »
электрические сети