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

Воспроизводство и роль быстрых реакторов-размножителей - 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

ОБЩИЕ ВОПРОСЫ
Первая вводная часть книги дает общие представления о БР. В гл. 1 излагается концепция воспроизводства (бридинга) и возрастающая роль БР в энергетической структуре развитых стран; гл. 2 является сжатым введением по основным конструкционным особенностям, присущим БР; гл. 3 содержит основные идеи по экономике для коммерческих оценок.

1 Английской аббревиатуре LMFBR (Liqued Metal Fast Breeder Reactor) соответствует принятое в отечественной литературе обозначение БН (быстрый натриевый реактор).

Глава 1
ВОСПРОИЗВОДСТВО И РОЛЬ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕЙ

ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

На современном уровне развития цивилизации необходимы разнообразные виды энергии и в больших количествах. Вплоть до последних столетий ее производство было крайне ограничено, движение создавалось в основном мускульной силой человека и животных. В начале XIX в. человеческие возможности совершать работу существенно расширились благодаря применению силы ветра и воды и сжиганию древесного топлива. Затем уголь и нефть постепенно вытесняли дерево, воду и ветер в качестве первичных энергетических источников.
Открытие ядерного деления в конце 30-х годов дало надежду, что взамен быстро истощающихся видов органического топлива придет новый вид чистой и сравнительно недорогой энергии. Хотя основные источники ядерной энергии — уран и потенциально торий имеются в природе в больших количествах, они не могут использоваться непосредственно в процессе деления. Как показали ранние эксперименты, для реализации этого нового источника энергии нужны определенные изотопы урана и плутония.
В начале 40-х годов стало известно, что при бомбардировке ядер 233U, 235U, 239Ри нейтронами разных энергий (как при тепловых энергиях Е <С 1 эВ, так и при энергиях в области 1 МэВ) эти ядра претерпевают деление. Их называют делящимися ядрами. Соответственно говорят о делящихся нуклидах. Обнаружили также, что основные природные нуклиды 238U и 232Th будут также претерпевать деление, но под воздействием падающих нейтронов лишь высоких энергий (порядка 1 МэВ или более). Было найдено, что для поддержания нейтронной цепной реакции нужны делящиеся нуклиды. Однако процентное содержание делящихся нуклидов в природном уране очень мало (0,7 %), а вся остальная часть состоит из 238U. Стало ясно, что для полного освоения ядерной энергии следует найти способ использования энергии, скрытой в оставшихся 99 % урана.
Как показал опыт, ядра 238U и 232Th могут захватывать нейтроны при энергиях ниже 1 МэВ и посредством этого превращать 238U в 239Pu, a 232Th в 233U. Поэтому нуклиды 238U и 232Th были названы сырьевыми. Если делящихся нуклидов удалось бы получить из сырьевых больше, чем расходуется в цепной реакции, то можно бы переводить имеющиеся в изобилии сырьевые материалы в делящиеся. Возможность этого процесса была действительно показана, и этот процесс получил наименование воспроизводства, или бридинга.
Вскоре нашли, что величина η (число нейтронов, испущенных в процессе деления на один акт поглощения нейтрона в данном нуклиде) для делящегося нуклида 239Ри имеет более высокое значение для быстрых нейтронов, чем тепловых. Большее число испущенных нейтронов означает, что имеется больший избыток нейтронов для превращения 238U в 239Ри. Отсюда возникла идея, что в реакторе-размножителе, работающем на быстрых нейтронах, использование 238U будет более эффективным, чем в реакторе на тепловых нейтронах. Выяснилось, что воспроизводство топлива возможно и в тепловых реакторах, причем для этой цели наилучшим является ториевый цикл (232Th — 233U). Ториевый цикл осуществим и в быстрых реакторах, однако воспроизводство оказывается более эффективным в плутониевом цикле (238U — 239Pu). Плутониевый цикл предпочтителен и по другой причине: он используется в существующих энергетических тепловых реакторах.
Первый быстрый реактор под названием «Клементина» был сооружен в Лос-Аламосе в 1946 г. Следующим шагом было строительство экспериментального быстрого реактора EBR-1, спроектированного в Аргоннской национальной лаборатории. Этот реактор был создан в значительной мере благодаря энтузиазму Энрико Ферми и Уолтера Цина. 20 декабря 1951 г. реактор EBR-1 заработал как первый в мире ядерный источник электрической энергии. Это была демонстрация быстрых реакторов, вселившая веру в перспективность нового ядерного источника энергии.
Примерно 30 лет спустя после пуска EBR-1 в трех европейских странах уже работали четыре быстрых реакторов-размножителей с жидкометаллическим (натриевым) охлаждением (реакторы типа БН), назначением которых было производство электроэнергии (частично — опреснение воды) при электрической мощности в диапазоне от 250 до 600 МВт. Конструируются БН электрической мощностью 1200МВт. Ожидается, что к концу 80-х годов сооружение БН электрической мощностью от 1200 до 1600 МВт будет осуществляться в пяти странах. А до 1990 г. восемь стран на трех континентах будут эксплуатировать промышленные либо исследовательские реакторы этого типа. Для многих стран с недостаточными собственными энергетическими ресурсами возникшая в середине XX в. идея практически неисчерпаемого источника энергии стала обретать реальные черты и учитываться в экономических прогнозах на XXI столетие.

МЕЖДУНАРОДНЫЙ ХАРАКТЕР РАБОТ ПО БР

О международном характере проблемы БР можно судить по данным рис. 1.1. Он дает представление о том, какие наиболее важные проекты БР реализованы и какие находятся в стадии планирования. Кроме указанных на рисунке, планируется, как объявлено во Франции, после ввода в строй реактора «Супер-Феникс» приступить к конструированию двух атомных станций электрической мощностью 1500 МВт. Проекты перечислены в хронологическом порядке (по времени достижения критичности) по разным странам. Из

Рис. 1.1. Проекты БР в разных странах:
1 — экспериментальные и исследовательские реакторы; 2 — реакторы-прототипы; 3 — демонстрационные реакторы (относительные размеры значков характеризуют размеры и форму активной зоны)
рисунка видно также назначение каждого проекта: предназначен ли он для получения экспериментальной информации либо для демонстрации производства энергии.

Таблица 1.1. Быстрые экспериментальные и исследовательских реакторы

С участием ФРГ и Евроатома.
В табл. 1.1 и 1.2 приведены основные сведения по реакторным системам, отмеченным на рис. 1.1.
Таблица 1.2. Прототипы и демонстрационные БР

* Плюс 5000 т опресненной воды в 1 ч.
** С участием Италии, ФРГ, Бельгии и Нидерландов
*** С участием Бельгии и Нидерландов.
Таблица 1.1 касается быстрых реакторов, построенных в экспериментальных целях либо для исследования топлива и материалов, хотя в некоторых из перечисленных в таблице реакторах осуществлена выработка электроэнергии. В табл. 1.2 перечислены прототипы быстрых реакторов и демонстрационные атомные электростанции. Прототипы — это специфического типа атомные электростанции электрической мощностью обычно в пределах от 250 до 350 МВт, предназначенные для получения количественных данных и опыта работы в целях перехода к коммерческим АЭС. Демонстрационные станции по размерам такие же, как и коммерческие, однако они предназначены для демонстрации работы энергетических БР и их надежности, что необходимо для строительства и эксплуатации коммерческих станций.
Следует отметить два интересных факта (табл. 1.1 и 1.2). Первый заключается в том, что все быстрые реакторы, построенные и планируемые для сооружения, основаны на U — Pu-цикле; второй — использование жидкого металлического теплоносителя [ни в одном из них не применяется газовое охлаждение, несмотря на то, что такая возможность считается реальной (см. гл. 17)1.
Хотя в табл. 1.1 и 1.2 содержатся некоторые основные данные для большинства проектируемых быстрых реакторов, читателя может заинтересовать более подробная информация, в особенности в связи с рассмотрением в последних главах конструкционных особенностей. Такая информация по этим реакторам дается в приложении А.



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