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

Физические основы регулирования - 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

Глава 1
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ

К настоящему времени ядерные энергетические реакторы прошли большой путь в своем развитии, существенно расширился круг стран, в которых развивается ядерная энергетика. Выявились оптимальные варианты ядерных реакторов, запущенных уже в серийное производство. Единичная мощность блоков на АЭС достигла уровня 1000—1500 МВт. До начала 80-х годов энергетические реакторы в основном использовались для выработки электроэнергии. В настоящее время все больше внимания уделяется ядерным реакторам и как источнику теплоснабжения. На первом этапе предполагается использовать их для удовлетворения коммунальных и промышленных нужд, а по мере освоения высокотемпературных реакторов — для обеспечения промышленных технологических процессов, требующих температуру порядка 1200—1300 К.
В зависимости от назначения ядерные реакторы различаются как по конструктивному оформлению, так и по целому ряду параметров.
Современная атомная энергетика базируется на реакторах на тепловых нейтронах. Наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы, в которых в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода. При этом вода, протекая через активную зону реактора, либо только подогревается, не достигая развитого кипения, либо подогревается до температуры насыщения и частично испаряется. Первые получили название реакторов с водой под давлением, а вторые — кипящих. Это реакторы корпусного типа.
Вслед за водо-водяными заметное распространение получили графитовые реакторы, в качестве замедлителя в которых служит графит. Теплоносителем в этих реакторах может быть как обычная вода, так и газы. В зависимости от вида теплоносителя реакторы могут быть канальными или корпусными. К первым относятся водоохлаждаемые (как правило, это кипящие реакторы), а ко вторым — газоохлаждаемые (графитовые реакторы корпусного типа). В них нашли применение практически два вида теплоносителя — углекислый газ и гелий. Последний используется в высокотемпературных реакторах.
Еще одним типом реакторов на тепловых нейтронах являются тяжеловодные.
В качестве теплоносителя в этих реакторах используются тяжелая и обычная вода и газовый теплоноситель (СО2). Среди тяжеловодных реакторов в серийное производство вышли реакторы D2O—D2O (реакторы типа CANDU, составляющие основу ядерной энергетики Канады). Это канальные реакторы. Особенностью конструкции их является горизонтальное расположение каналов. Заметим, что все реакторы остальных типов, по крайней мере энергетические, имеют вертикальное расположение каналов. Тяжеловодные реакторы, охлаждаемые обычной водой, преимущественно кипящие. Они чрезвычайно схожи с водоохлаждаемыми графитовыми реакторами. Разница заключается только в том, что в одном случае замедлителем является тяжелая вода, а в другом — графит. Тяжеловодные реакторы с газовым охлаждением — корпусные.
Большую перспективу имеют АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. В этих реакторах коэффициент воспроизводства (КВ) может быть заметно больше единицы, что обеспечивает цикл с расширенным воспроизводством ядерного топлива. Они требуют более дорогой высокообогащенной по делящемуся нуклиду загрузки ядерного топлива. Замедлитель в этих реакторах отсутствует, реакторы весьма компактны, имеют высокую удельную энергонапряженность. Это накладывает жесткие ограничения на выбор теплоносителя. В качестве последнего получил применение в этих реакторах расплавленный натрий. Однако наряду с высокой эффективностью теплоотвода натриевый теплоноситель обладает целым рядом негативных сторон. Он бурно реагирует с кислородом воды и воздуха и требует инертной среды. Перед заполнением контура теплоносителем натрий необходимо расплавить, а контур прогреть до температуры более 100 С (температура плавления натрия 97,3 °С). Это значительно усложняет и удорожает установку в целом. Поэтому в качестве альтернативы натриевому теплоносителю ведутся работы по использованию гелиевого или парового охлаждения.

ПРИНЦИПИАЛЬНАЯ СХЕМА И ОСНОВНЫЕ КОМПОНЕНТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Ядерный реактор представляет собой устройство, предназначенное для поддержания и управления цепной реакцией деления. В конструктивном оформлении реакторы молено разделить на корпусные и канальные, что накладывает свой отпечаток на оформление механической системы регулирования.
На рис. 1.1 представлены схемы реакторов корпусного и канального типов. Принципиальное отличие их между собой заключается в том, что в первом из них давление теплоносителя несет прочно-плотный корпус, снабженный подводящими и отводящими патрубками, а во втором давление теплоносителя испытывает каждый отдельный канал, имеющий свои индивидуальные подводящие и отводящие коммуникации.
Объем внутри корпуса реактора, где размещается ядерное топливо и замедлитель, в котором протекает цепная самоподдерживающаяся реакция деления, называется активной зоной. В гетерогенных реакторах топливо разделено в объеме активной зоны. Оно находится в тепловыделяющих сборках (ТВС), которые размещают в активной зоне с определенным шагом, образуя правильную решетку.
В реакторах на тепловых нейтронах в качестве топлива используется либо слабообогащенный (до 2—5 % по делящемуся нуклиду), либо природный уран.
В реакторах на быстрых нейтронах обогащение должно быть не ниже 20%.
В последних замедлителя нет и ТВС размещаются в тесной решетке.
Топливом чаще всего служит двуокись урана в виде таблеток (независимо от обогащения) и значительно реже — металлический уран, размещенный в герметичной оболочке.
Схемы ядерных реакторов
Рис. 1.1. Схемы ядерных реакторов:
а — корпусного; б — канального; 1 — приводы СУЗ; 2 — каналы для СУЗ; 3 —- стержни АЗ; 4 — стержни управления; 5 — герметичный корпус; 6 — каналы для ТВС; 7 — ТВС; 8 — замедлитель; 9 — отражатель; 10 — биологическая защита (циркуляция теплоносителя по направлению стрелок)

Основное назначение герметичной оболочки твэла заключается в предотвращении прямого контакта топлива с теплоносителем и выхода продуктов деления в контур.
При определенных условиях, а именно при наличии критической загрузки топлива, в активной зоне реактора идет самоподдерживающаяся цепная реакция деления с одновременным выделением тепла и вторичных нейтронов. Тепло отводится теплоносителем во внешний контур, а высвободившиеся нейтроны используются для последующих актов деления и других ядерных реакций в активной зоне. На один акт деления испускается 2—3 вторичных нейтрона. Для поддержания цепной реакции деления на постоянном уровне необходимо, чтобы в последующем поколении в делении участвовал только один нейтрон, а остальные так называемые избыточные нейтроны шли на вредное поглощение, поглощение в воспроизводящем материале и на утечку нейтронов из активной зоны.
Из названных выше событий, определяющих судьбу избыточных нейтронов, полезным является поглощение в воспроизводящем материале, в результате которого накапливается новое ядерное топливо. Вредное поглощение идет в конструкционных материалах, в накапливающихся продуктах деления, в замедлителе и теплоносителе. Для уменьшения этой составляющей в качестве конструкционных материалов, из которых изготавливаются технологические каналы, корпуса ТВС, оболочки твэлов, дистанционирующие устройства и другие элементы активной зоны, используются по возможности материалы, сравнительно слабо поглощающие тепловые нейтроны. К ним относятся сплавы на основе циркония, алюминия, магния. Нержавеющая сталь, используемая в качестве конструкционного материала в некоторых типах реакторов на тепловых нейтронах с повышенной температурой теплоносителя (500—600 °С), обладает более высоким сечением поглощения тепловых нейтронов, примерно на порядок выше, чем у названных материалов. Поэтому вредное поглощение нейтронов в этих реакторах относительно велико. Что касается реакторов на быстрых нейтронах, то для них сталь вполне подходящий конструкционный материал.
Для уменьшения утечки нейтронов активная зона реакторов на тепловых нейтронах окружается со всех сторон (боковые и торцевые поверхности) отражателем. В качестве отражателя используются те же материалы, что и для замедлителя. В энергетических реакторах это обычная вода, графит и тяжелая вода. Весьма хорошим материалом для этих целей является бериллий или окись бериллия. Однако из-за высокой стоимости, токсичности и ряда других факторов бериллий используется только в специальных реакторных установках.
В реакторах на быстрых нейтронах вместо отражателя активная зона окружается зоной воспроизводства, в которой размещается воспроизводящий материал, например отвальный уран предприятий по обогащению ядерного топлива. Утекающие из активной зоны нейтроны дают при этом преимущественно полезный выход в виде накопления нового ядерного топлива.
Самоподдерживающаяся цепная реакция деления возможна только при наличии в активной зоне строго определенного количества топлива, называемого критической массой. При нарушении критической загрузки цепная реакция будет затухать, если по каким-либо причинам топлива до критической массы стало недоставать, либо будет лавинообразно нарастать, если появился избыток топлива над критической массой. В первом случае состояние реактора называют подкритическим, соответственно прекращается и энерговыделение, а во втором — надкритическим и энерговыделение будет непрерывно возрастать.
Критическая масса определяется составом активной зоны, относительным расположением основных компонентов и геометрией. Изменение состава активной зоны влияет на баланс нейтронов внутри ее за счет изменения соотношения между поглощением с делением и радиационным захватом. Размер и геометрия активной зоны определяют утечку нейтронов из нее. Последние, как правило, остаются практически неизменными.
В процессе работы реактора неизбежно меняется состав активной зоны и прежде всего в твэлах. Происходит убыль исходного делящегося изотопа и накопление нового за счет поглощения нейтронов в воспроизводящем материале. При работе реактора накапливаются продукты деления, являющиеся вредными поглотителями нейтронов. Таким образом, для поддержания критического состояния необходимо либо непрерывно восполнять выгоревшее топливо с одновременным выводом продуктов деления, либо загружать в реактор избыток топлива над критической массой, а действие избытка компенсировать органами регулирования.
В гетерогенных реакторах непрерывная замена выгорающего топлива практически невозможна, поэтому поддержание критического состояния осуществляется сочетанием режимов перегрузки с компенсирующими органами. Если перегрузка топлива производится периодически, то в реактор загружается избыток топлива с соответствующими компенсирующими средствами. По мере выгорания избытка топлива и накопления продуктов деления компенсирующие органы извлекаются из активной зоны и к моменту их полного вывода в реакторе остается точно критическая масса. После этого дальнейшая работа становится невозможной, так как реакция деления начнет «затухать» вследствие недостатка топлива до критической массы. Чрезвычайно важной особенностью ядерного реактора является то, что он может работать только при наличии критической массы, а в процессе работы выгорает лишь избыток топлива над критической массой.

В качестве органов компенсации практически во всех реакторах используются подвижные поглощающие стержни, действие которых основано на поглощении нейтронов. При наличии избытка топлива они вводятся в активную зону, а по мере его выгорания извлекаются из нее. На рис. 1.1 приводится система управления и защиты с подвижными поглощающими стержнями и приводами. Стержни управления разделяются на компенсирующие и регулирующие. Первые компенсируют избыток топлива над критической массой и постепенно выводятся из активной зоны вплоть до полного извлечения. Вторые всегда находятся в пределах активной зоны и используются для тонкого регулирования и перехода с одного уровня мощности на другой. Стержни аварийной защиты предназначены для быстрого прекращения цепной реакции деления при аварийных режимах. При нормальной работе они выведены из активной зоны, а при необходимости аварийного выключения быстро вводятся в нее.
Для компенсации избыточной реактивности в дополнение к подвижным поглощающим стержням используются и другие средства, например: выведение части топлива (подвижные ТВС), изменение уровня замедлителя (в тяжеловодных реакторах), введение в замедлитель поглотителя нейтронов (борное регулирование в водо-водяных реакторах), использование выгорающих поглотителей, изменение конфигурации и состава отражателя и др.
Критическая загрузка зависит также от температуры материалов активной зоны и прежде всего температуры топлива и замедлителя. Это связано с формированием энергетического спектра нейтронов и зависимостью нейтронных сечений от температуры. Компенсация изменения реактивности за счет этих эффектов осуществляется теми же средствами.



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