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

Теплоноситель - 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

От выбора теплоносителя существенно зависят системы реактора в целом, нейтронно-физические характеристики активной зоны, материал оболочек твэлов и в наибольшей степени насосы и парогенераторы.
В качестве теплоносителя во всех современных проектах быстрых энергетических реакторов используется жидкометаллический натрий. Поэтому его свойствам уделено особое внимание. Мы коснемся также таких теплоносителей, как гелий и пар.

А. ТРЕБОВАНИЯ

Теплоноситель в быстрых реакторах служит для отвода тепла от активной зоны с большой плотностью энерговыделения. Однако эту задачу приходится рассматриваться вкупе с различными аспектами: теплофизическим, нейтронно-физическим, гидравлическим, химическим (под последним понимается проблема совместимости материалов). Лишь с их учетом можно делать заключения о преимуществе того или иного теплоносителя [12].

Б. ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

Жесткие требования к теплофизическим характеристикам теплоносителя в реакторе БН вызваны в первую очередь очень высокой плотностью энерговыделения в активной зоне (около 400 кВт/л по сравнению с 100 кВт/л в ЛВР). При заданной площади проходного сечения А скорость теплосъема Q/A описывается формулой
(11.5)
где q — тепловой поток, Вт/м2; h — коэффициент теплоотдачи, Вт/(м2.°С) Тco — Тb — разность температур поверхности оболочки и массы теплоносителя.
Очевидно, чем выше коэффициент теплоотдачи, тем легче решается задача теплосъема.
В табл. 11.7 [12] приведены типичные значения коэффициента теплоотдачи для основных теплоносителей, а также их скорости и перепад давления в активной зоне. Видно, что натрий имеет явное преимущество в коэффициенте теплоотдачи. Приемлемые значения можно получить также при использовании гелия и водяного пара, но для этого требуется обеспечить их весьма большие скорости и перепады давления.
Таблица 11.7. Теплофизические характеристики основных видов теплоносителя быстрых реакторов

* Для гладкой поверхности.
** Для шероховатой поверхности.
Таблица 11.8 [12] содержит аналогичные данные для различных жидкометаллических теплоносителей, а также для воды. Значения коэффициента теплоотдачи в этой таблице приводятся для потока теплоносителя в канале диаметром 25 мм со скоростью 3,3 м/с. Видно, что вода имеет наибольшую теплоемкость, но значительно уступает по остальным показателям. Но поскольку вода является хорошим замедлителем, она в принципе не может рассматриваться в качестве теплоносителя в быстрых реакторах.
Таблица 11.8. Теплофизические характеристики жидких теплоносителей

* Для потока в канале диаметром 25 мм, V=3,3 м/с.

В. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

Эффект замедления быстрых нейтронов при рассеянии на ядрах теплоносителя зависит от его плотности и массового числа. Натрий (массовое число 23) существенно тяжелее гелия, но из-за различия плотностей в БР с гелиевым охлаждением спектр нейтронов получается жестче, чем с натриевым. Однако при охлаждении паром спектр нейтронов резко смягчается: замедляющие свойства водорода играют решающую роль. Таким образом, некоторое преимущество по величине коэффициента воспроизводства имеют БР с гелиевым охлаждением, реакторы типа БН занимают промежуточное место между БР с гелиевым и паровым охлаждением.
Другой физический эффект — активация теплоносителя. Преимущество гелия заключается в том, что он совершенно не активируется. Пар в условиях нейтронного облучения имеет слабую наведенную радиоактивность (за счет активации 17O), но она мало влияет на конструкторское решение проекта БР. Значительную короткоживущую радиоактивность приобретает натрий за счет реакции

Эта реакция сопровождается испусканием γ-квантов с энергиями 1,37 и 2,75 МэВ. По этой причине приходится вводить второй (промежуточный) натриевый контур. Благодаря этому радиоактивный натрий циркулирует в первом контуре, и оборудование последующих систем оказывается доступным для ремонта. Имеются и другие причины для введения промежуточной петли в системе теплопередачи в реакторах БН. Необходимо устранить возможность опасных реактивностных эффектов в случае попадания воды в натрий при аварийном разуплотнении парогенератора. Следующая причина связана с необходимостью предотвратить попадание продуктов деления и радиоактивных нуклидов в парогенератор. Многие из этих нуклидов вызывают коррозию металла.
Наконец, важным физическим вопросом в задаче выбора теплоносителя является эффект реактивности при его аварийной утечке. Как отмечалось в гл. 6, утечка натрия может привести к значительному изменению спектра нейтронов и соответствующему положительному эффекту реактивности. Этого недостатка лишены газоохлаждаемые быстрые реакторы.



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