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

Численные результаты анализа топливного цикла реактора с жидкометаллическим теплоносителем - 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

A. U —Pu ЦИКЛ, СРАВНЕНИЕ ЦИКЛОВ БР и ЛВР

В настоящем параграфе приводятся выбранные из публикаций числовые данные по топливному циклу реактора с жидкометаллическим теплоносителем в сравнении с циклом ЛВР. Характеристики проектов, описанных в § 4.8, представлены в табл. 7.3 (по данным [9]). Из нее видно, в какой мере коэффициент воспроизводства и время удвоения зависят от конструкции активной зоны и диаметра твэла. Коэффициент воспроизводства для гетерогенного варианта выше, чем для гомогенного, однако загрузка тоже выше, так что время удвоения (при повышенных диаметрах твэла) немного увеличилось. При надлежащей оптимизации коэффициента воспроизводства и топливного цикла (что выходит за рамки нашего материала) можно получить преимущество гетерогенного варианта во времени удвоения: оно уменьшается до 15—20 лет по сравнению с первоначальными более высокими значениями.

1*В [5] эта величина называется временем удвоения загрузки в цикле.

Данные [10] по плутонию, находящемуся в обращении в реакторах типа ВВЭР (урановое топливо), ВВЭР (плутониевое топливо) и БН (два варианта) электрической мощностью 1000 МВт, представлены в табл. 7.4. Реакторы БН имеют характеристики, отражающие ранние проекты фирм Atomic International и General Electric. Сравнительные характеристики нуклидного состава облученного плутония в различных реакторах содержатся в табл. 7.5 [10] (для быстрых реакторов типа БН и тепловых типов ВВЭР и ВК).

Таблица 7.3. Результаты расчета топливного цикла в зависимости от диаметра твэла в гомогенном и гетерогенном вариантах реактора с жидкометаллическим теплоносителем («н. ц.» — начало, «к. ц.» — конец цикла)

Πримечаниe.

Таблицы 7.4 и 7.5 позволяют сделать некоторые интересные заключения. Ежегодная выгрузка плутония из реактора с жидкометаллическим теплоносителем в 5 раз больше, чем из ЛВР, однако избыточное производство плутония (результирующая разность между выгрузкой и загрузкой) примерно одинаково. Ежегодная выгрузка плутония из ЛВР на урановом топливе равна примерно 10% начальной плутониевой загрузки реактора с жидкометаллическим теплоносителем или 15—25 % ежегодной его «подпитки». Избыточное производство плутония в двух БР (проект БН фирмы GE) примерно обеспечивает пуск одного нового ВВЭР на плутониевом топливе.


* Промежуточные проекты реакторов БН по заказу Комитета по атомной энергии США
** Приводятся данные реально планируемых перегрузок Для ВВЭР (урановое топливо) и реакторов БН фирмы GE указаны годичные циклы перегрузок, для реакторов БН фирмы AI и ВВЭР (плутониевое топливо) фирмы GE пepeгрузочные интервалы отличаются от годичною

Таблица 7. 5
Нуклидный состав облученного топлива, %, в различных реакторах с оксидным плутониевым топливом*

Плутониевое топливо берется из ВВЭР с урановым топливом.
ВК— водяной кипящий реактор.

В плутонии, выгруженном из активной зоны и торцевой зоны воспроизводства реактора с жидкометаллическим теплоносителем, доля делящихся нуклидов составляет примерно 70 %, как и в ВВЭР. Однако в облученном топливе реакторов БН и ВВЭР доля 241Ри в ВВЭР больше. В то же время содержание 240Pu в обоих случаях примерно одинаково.
Изотопный состав плутония из боковой зоны воспроизводства реакторов БН иной, чем в облученном топливе ВВЭР. В первом случае содержание 239Ри выше, а 240Pu ниже. Главные причины этого — низкое отношение сечения захвата к сечению деления для жесткого спектра нейтронов и сравнительно малая скорость реакций в боковой зоне воспроизводства реакторов БН. Данные табл. 7.5 для проектов реакторов БН показывают, что топливо из боковой зоны воспроизводства выгружается раньше, чем происходит заметное накопление 240Pu. Наружная часть торцевой зоны воспроизводства также обеднена 240Pu. Но поскольку топливо торцевой зоны входит в сборки, принадлежащие активной зоне, целесообразно все облученное топливо этих сборок перерабатывать как единую смесь.
Данные по коэффициенту воспроизводства и времени удвоения для ряда действующих и проектируемых реакторов БН приведены в дополнении А (хотя трудно поручиться за их неизменность). Значение коэффициента воспроизводства 1,16 для реактора Phenix, по всей видимости, является наиболее надежным, поскольку это единственная оценка, представленная в качестве результатов экспериментов (с облученным топливом). Все перечисленные в дополнении А реакторы (демонстрационные или прототипы) планируются для работы с UO2 — PuO2 топливом, либо уже его используют.
Расчетный коэффициент воспроизводства реакторов БН с карбидным, нитридным и металлическим топливом существенно выше, а время удвоения соответственно меньше, чем с оксидным топливом. Результаты [11] изучения топливного цикла для БН электрической мощностью 1000 МВт с оксидным, карбидным и металлическим топливом представлены в табл. 7.6. В то время как коэффициент воспроизводства БН с оксидным топливом находится в пределах 1,2—1,3, в БН с карбидным топливом он равен примерно 1,4, а с металлическим топливом доходит до 1,6.  Реакторное время удвоения составляет 15, 9 и 6 лет соответственно.

Б. ТОРИЕВЫЙ ЦИКЛ

В табл. 7.6 приведены характеристики воспроизводства для реакторов БН с U — Th циклом и смешанным Th — U — Pu циклом. В случае 233U— — Th цикла коэффициент воспроизводства очень низок и, следовательно, время удвоения велико.

Т а б л и ц а 7 .6
Характеристики воспроизводства для реакторов БН с оксидным, карбидным и металлическим топливом в различных вариантах топливною цикла (RDT -реакторное время удвоения, год;
BR — коэффициент воспроизводства)

 



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