Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Выгорание топлива - Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Оглавление
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
Воспроизводство и роль быстрых реакторов-размножителей
Физические принципы воспроизводства
Роль воспроизводства в оценках энергетических ресурсов
Программы исследования быстрых реакторов
Принципы конструирования
Механическая конструкция и система теплопередачи
Выбор материалов и параметров активной зоны
Экономический анализ
Обращение с топливом
Выгорание топлива
Уравнения выгорания
Время удвоения
Численные результаты анализа топливного цикла реактора с жидкометаллическим теплоносителем
Конструкции твэла и сборки
Перестройка топлива
Выделение газа из топлива и длина газовой полости
Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
Конструкция тепловыделяющей сборки
Другие сборки
Поведение совокупности сборок
Факторы перегрева
Материалы активной зоны
Топливо на основе урана
Топливо, содержащее торий
Общее сравнение топлива
Оболочка и чехол
Материалы оболочки
Теплоноситель
Совместимость с оболочкой
Сравнение различных теплоносителей
Органы управления
Основное оборудование теплоотводящих контуров реакторов
Регулирование параметров технологической схемы АЭС
Основное оборудование натриевых контуров
Натриевые насосы
Парогенераторы
Нейтронная защита
Защита оборудования теплоотводящих контуров в реакторе петлевого типа
Система транспортировки тепловыделяющих сборок
Измерительные системы
Контроль герметичности оболочек твэлов, течей
Вспомогательные системы
Общие вопросы безопасности реакторов БН
Многоступенчатая защита как концепция безопасности
Развитие методов исследования аварийных режимов
Оценка риска и методы исследования аварийных режимов
Контролируемые переходные процессы
ффективность системы аварийной защиты АЭС
Некоторые параметры, характеризующие состояние реактора в аварийных режимах
Вопросы надежности
Надежность системы аварийного расхолаживания реактора
Распространение локальных повреждений твэлов
Переходные процессы в объеме активной зоны
Другие аварийные режимы
Неконтролируемые аварийные режимы
Уравнения сохранения
Аварийные режимы с повышением мощности реактора
Разрушение твэлов
Прочие факторы
Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода
Неконтролируемый аварийный режим, связанный с прекращением циркуляции теплоносителя
Нарушение герметичности трубопроводов
Переходная стадия
Переходная стадия - расчет
Разрушение активной зоны
Защитная оболочка
Процесс расширения топлива
Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
Взрыв паров
Деформация элементов конструкции реактора
Охлаждение реактора после аварии
Аварийная разгерметизация бака реактора
Натриевые пожары
Конструкции защитных оболочек и локализующих систем
Конструкция быстрых реакторов с газовым охлаждением
Системы реактора
Конструкция активной зоны
Конструкция твэла
Безопасность газоохлаждаемых быстрых реакторов
Контролируемые аварии
Неконтролируемые аварии
Защитное окружение быстрых реакторов с газовым охлаждением
Сравнение гомогенного и гетерогенного проектных вариантов быстрого реактора CRBRP
Ядерная энергетика и быстрые реакторы

Для оценки выгорания используют две физические различные единицы измерения, МВт-сут/кг (или МВт·сут/т) и процентная доля сгоревших тяжелых ядер. Первая единица характеризует количество энергии, выделившейся при сгорании единицы массы топлива. Она широко применяется, особенно американскими физиками, в количественном анализе топливного цикла и в экономических расчетах. Другая мера выгорания — доля разделившихся ядер — удобна в инженерных исследованиях, связанных с радиационным повреждением топлива и зависимостью его свойств от флюенса. В Европе она часто используется также в расчетах топливного цикла. Дадим количественное определение этих единиц и установим связь между ними. Далее в этой главе будет использоваться единица МВт-сут/кг.

Мы будем говорить об энерговыработке топлива, измеряемой в МВт-сут/кг1, где масса топлива относится ко всем тяжелым нуклидам. Следовательно, в этой единице масса кислорода исключается из массы оксидного топлива. Масса тяжелых нуклидов определяется очевидным образом как масса оксидного топлива, умноженная на отношение атомной массы топлива к молекулярной массе оксида (для смешанного оксидного топлива можно принять отношение 238:270).
При расчетах выгорания необходимо делать различие между хронологическим временем и временем работы на номинальной мощности Последнее получается умножением хронологического времени на коэффициент использования мощности. Перегрузочный интервал определяется хронологическим временем. Пусть, например, активная зона реактора с жидкометаллическим теплоносителем содержит 30 000 кг оксидного топлива и характеризуется тепловой мощностью 3000 МВт при коэффициенте использования мощности f = 0,7 и перегрузочном интервале tc = 1 год. Средняя энерговыработка топлива за цикл равна
(7.1)
где Р — мощность, МВт; tc — перегрузочный интервал, сут; Мокс — масса оксида, кг; 238/270 — отношение молекулярных масс металла и оксида. Подставляя численные значения Р, f, tc и Μокс, получаем В — 29 МВт-сут/кг. Величина В связана с нейтронным потоком Ф, средней удельной скоростью реакции деления ФΣf, хронологическим временем t:
(7.2)
где Ff — объемная доля оксидного топлива; рокс — размазанная плотность оксидного топлива. Введены также численные коэффициенты перевода: 2,9-1016 дел/(МВт-сут); 10-3 кг/г. Здесь предполагается, что ΦΣf от времени не зависит. В действительности эта величина слабо меняется во времени (если учитывать накопление плутония в зонах воспроизводства), а ее локальные значения (до усреднения по объему активной зоны) существенно зависят от пространственных координат.
Глубина выгорания в зависимости от хронологического времени выражается следующим образом:
(7.3)
где суммирование учитывает все тяжелые нуклиды с ядерной плотностью Nm (и начальным значением Nm0).
Связь между единицами энерговыработки топлива и глубины выгорания легко установить из следующих соотношений, используя переводные коэффициенты: 2,9 · 1016 дел/(МВт-сут); 0,864 · 105 с/сут. Тогда
(7.4)

1 Термин глубина выгорания в соответствии с выработавшимся стандартом будет применяться в том случае, когда эта величина характеризуется долей разделившихся тяжелых нуклидов. (Прим, перев.)

Время облучения топлива в реакторе ограничивается радиационными повреждениями топлива и оболочек твэлов и чехлов (в частности, распуханием), но не изменением реактивности. Проектировщики быстрых реакторов с оксидным топливом стремятся к достижению энерговыработки порядка 100 МВт-сут/кг.

Рис. 7.1. Радиальное распределение плотности энерговыделения (А, Б, В — положения сборок, рассматриваемых в расчетном примере)
В первоначальных проектах реактора с жидкометаллическим теплоносителем этот показатель снижен из-за неблагоприятных радиационных свойств конструкционных материалов.
Время облучения топлива в реакторе, соответствующее проектной энерговыработке, зависит от удельной мощности, МВт (т.)/кг (металл), которая в свою очередь зависит от пространственного распределения плотности энерговыделения. Чтобы прояснить эту связь, рассмотрим радиальное распределение плотности энерговыделения, проиллюстрированное на рис. 7.1, и численный пример.
Предположим, что для сборок А, Б, В радиальные коэффициенты неравномерности (отношения локальной пиковой мощности к средней по активной зоне) равны 1,3; 0,8; 0,65 соответственно при одинаковом аксиальном коэффициенте неравномерности 1,25. Примем типичные значения удельной загрузки делящегося материала 1,2 и 1,6 кг/МВт (т.) для зон малого и большого обогащения. Коэффициент использования мощности равен 0,7. Тогда максимальная энерговыработка для сборки А через 2 года равна:

Таблица 71
Типичные значения энерговыработки МВт сут/кг, в зависимости от времени облучения для сборок А, Б, В

Средняя максимальная энерговыработка сборок Л, Б, В в зависимости от времени облучения приведена в табл. 7.1.

Допустимая энерговыработка 80 МВт-сут/кг для большинства сборок в активной зоне достигается за 2—3 года, и лишь периферийные сборки могут облучаться в течение 4 лет. Однако время облучения сборок в боковой зоне воспроизводства может быть больше (примерно 4—6 лет).



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Режим системы охлаждения генераторов на теплофикационных энергоблоках 250 МВт »
электрические сети