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

Органы управления - 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

Управление быстрым реактором осуществляется выведением топлива или введением поглотителя нейтронов. Первый способ использовался ранее (например, в EBR-2), второй широко используется в современных быстрых реакторов. Сечения поглощения быстрых нейтронов во много раз меньше, чем тепловых нейтронов. Несмотря на это, поглотители, используемые в ЛВР, обычно оказываются пригодными и в быстрый реактор-размножитель. Например, карбид бора, содержащий естественный или обогащенный бор, является типичным материалом в поглощающих стержнях БР. Однако из-за эффектов распухания и накопления газа конструкторы прорабатывают варианты поглощающих стержней с другими материалами, такими как тантал и европий. Весьма подходящим материалом для ЛВР является серебро (или серебряные сплавы), однако для БР такой вариант не рассматривается из-за недостаточной эффективности и высокой стоимости.

А. ТРЕБОВАНИЯ

Основные требования к системе управления и защиты (СУЗ) следующие:

  1. способность компенсировать реактивность, возникающую в процессе выгорания;
  2. обеспечение нормальной и аварийной остановки реактора.

Поэтому требуемый запас реактивности СУЗ оказывается достаточно
большим (см. гл. 6). Необходимое время жизни СУЗ составляет примерно 3 года. За этот срок поглощающий материал должен сохранить свойства совместимости с оболочкой и стабильность размеров. Наконец, имеет значение доступность материала, его промышленная освоенность и невысокая стоимость.

Б. БОР

Бор в качестве поглотителя нейтронов широко используется в виде карбида В4С в быстрых реакторах. Он обладает следующими достоинствами:

  1. сравнительно большое сечение поглощения;
  2. доступность и низкая стоимость;
  3. относительная простота изготовления стержней;
  4. низкая наведенная активность.

Основная реакция поглощения — 10В (n, α). В этой реакции образуется гелий, способствующий, как обсуждалось выше, порообразованию и распуханию материала. Возможная мера борьбы с этим явлением заключается в работе при повышенных температурах. Серьезно рассматривается также конструкция вентилируемого поглощающего элемента.

Нейтронно-физические характеристики

Рис. 11.22. Зависимость сечения реакций поглощения 10В и деления 239Рu (п, f) от энергии нейтронов
На рис. 11.22 приведены зависимости сечения поглощения 10В в широкой области энергий нейтронов и сглаженного сечения деления 239 Рu (n, f) от энергии нейтронов. Как следует из рисунка, сечение поглощения для 10В в области быстрых нейтронов по порядку величины составляет 1 б, тогда как в области тепловых нейтронов оно достигает 1000 б. Видно также что отношение сечений реакций 10В (n, a) 7Li и 2з9Рu (n, f) падает при переходе к жесткому спектру нейтронов. Поэтому для управления быстрых реакторов требуется больше поглотителя, чем для управления ЛВР. Правда, имеется некоторый компенсирующий эффект, связанный с самоэкранировкой в поглощающих стержнях ЛВР: из-за большого значения сечения нейтроны поглощаются преимущественно вблизи поверхности материала, тогда как в БР поглощение нейтронов в первом приближении однородно по объему.
При самых больших энергиях нейтронов в спектре быстрого реактора происходит реакция 10В (n, t)·2α. Вклад ее увеличивает эффективность поглотителя, однако появление трития в реакторной системе является довольно неблагоприятным моментом. Необходимы меры по предотвращению неконтролируемого выхода радиоактивного трития в атмосферу. В то же время половина всего образующегося в быстрых реакторах трития обязана этой реакции.
Содержание 10В в естественном боре составляет 19,8 %. Оставшаяся часть состоит из 11В с довольно низким сечением поглощения. Поэтому при переходе от естественного к обогащенному бору эффективность поглощающих стержней должна была бы возрасти примерно в 5 раз. Однако из-за самоэкранирования рост эффективности составит около 60 % роста обогащения.

Физические свойства

Карбид бора имеет тригональную (ромбоэдрическую) кристаллическую структуру. Плотность спеченных таблеток карбида бора обычно составляет 92 % теоретического значения. Полученный таким способом материал довольно хрупок, но его теплофизические свойства вполне удовлетворительны с точки зрения требований к материалам СУЗ в быстрых реакторах [35]. Целостность поглощающего элемента (твэла) обеспечивается оболочкой, благодаря чему карбид бора можно использовать как в виде таблеток, так и в виде засыпного порошка. При температурах ниже 800 оС карбид бора удерживает около 80 % выделившегося в нем трития.


Рис. 11.23. Зависимость коэффициента теплопроводности карбида бора от температуры в условиях облучения [36]. Верхняя кривая — для необлученного материала; нижние кривые — при различных температурах облучения

К сожалению, тритий, вышедший из карбида бора, не задерживается оболочкой из-за высокой диффузионной проницаемости.
Теплопроводность карбида бора является, возможно, его наиболее важной теплофизической характеристикой. В реакции выделяется энергия, равная 2,78 МэВ на один акт, почти вся внутри материала. Для условий реактора с жидкометаллическим теплоносителем это соответствует плотности энерговыделения в материале В4С около 75 Вт/см3. Поэтому температурный градиент в поглощающем стержне определяется теплопроводностью материала. На рис. 11.23 приведены температурные зависимости коэффициента теплопроводности максимально плотного карбида бора в разных условиях [36]. Интересно отметить, что в результате облучения теплопроводность карбида бора существенно падает. Нижние кривые отражают многочисленные экспериментальные данные, полученные в условиях облучения.

Основные радиационные эффекты в В4С — образование гелия и распухание. В необогащенном карбиде бора полное выгорание 10В (0,23· 1023 поглощений/см3 В4С) соответствует выходу 814 см3 гелия в нормальных условиях.

Радиационные свойства

Количество вышедшего наружу гелия в процессе облучения сильно зависит от температуры облучаемого материала и дозы облучения (рис. 11.24 [37]). Максимум температурной зависимости лежит в области 1100 К. Газ должен выпускаться в систему охлаждения либо собираться в специальной газовой полости пэла во избежание чрезмерных давлений на оболочку. Помимо температуры, на вытекание газа из материала влияет также его стехиометрический состав.

Рис 11. 25. Зависимость распухания карбида бора от температуры и дозы облучения [38]
Атомы гелия и лития, образующиеся в результате реакции 10В (n, а), по размеру превосходят исходные атомы бора. За счет этого имеет место дополнительный эффект распухания. Трехмерная картина результирующего эффекта распухания в зависимости от температуры облучаемого материала и дозы облучения изображена на рис. 11.25 [38]. Видно, что распухание в первом приближении пропорционально выгоранию поглотителя, с ростом температуры распухание уменьшается.
Время жизни пэла, содержащего карбид бора, можно увеличить, принимая меры по снятию возникающих из-за распухания напряжений. Поэтому важное значение имеет выбор материала оболочки пэла с подходящими свойствами пластичности.

Совместимость с оболочкой

Карбид бора при температурах ниже 700 °С вполне совместим с большинством сплавов, используемых для изготовления оболочек. Выше указанной температуры возможно образование поверхностного слоя из Fe2B, причем эффект взаимодействия с оболочкой усиливается примерно в 3 раза в присутствии натрия. При температуре около 1226 °С образуется эвтектический сплав. Избыток бора в В4С усиливает поверхностное взаимодействие, а образование лития в реакции 10В (л, а) способствует диффузному проникновению бора и углерода в сталь.

В. ТАНТАЛ

Тантал рассматривается как резервный вариант поглощающего материала в быстрых реакторах в первую очередь благодаря его лучшей стойкости к радиационному распуханию по сравнению с В4С. Это связано с тем, что в реакции поглощения 181Та (n, γ) не образуется гелий. При температуре 530 °С происходит не распухание, а некоторое уплотнение материала. Причина этого— образование при β-распаде 182Та атомов 182W, которые меньше по размеру первоначальных атомов. В то же время тантал, как и другие металлы, в определенной степени подвержен распуханию за счет образования пор (см. § 11.3).
Дополнительными преимуществами тантала являются его доступность (сравнительно низкая стоимость), легкость обработки, сравнительно высокое сечение поглощения быстрых нейтронов. Дочерние продукты реакции (n, γ) также являются хорошими поглотителями. Принципиальным недостатком является образование γ-активных нуклидов 182Та в 182W, испытывающих β-распад с периодом полураспада 115 сут. В связи с этим возникает проблема остаточного тепловыделения. Кроме того, тантал растворим в натрии, поэтому требования к надежности оболочки повышаются.

Г. ЕВРОПИЙ

Соединение Еu2O3 в последнее время стало привлекать внимание исследователей из-за сравнительно большого сечения захвата быстрых нейтронов ядрами европия. Естественный европий содержит 151Еu (47,8 %) и 162Еu (52,2 %), причем оба изотопа имеют эффективное сечение поглощения, среднее по спектру реактора с жидкометаллическим теплоносителем и Еu (n, γ), с учетом разбавления ядрами кислорода более чем вдвое превышающее соответствующее сечение для 10В. Как и в случае тантала, дочерние продукты реакции Еu (n, γ) также являются хорошими поглотителями. К тому же при этом образуются газообразные вещества.
К сожалению, самоэкранирование сечения поглощения снижает эффективность европиевого стержня примерно до эффективности стержня из В4С с естественным бором. Другие недостатки европия:

  1. высокая наведенная радиоактивность от продуктов цепочки распадов;
  2. доступность только в малых количествах (как редкоземельного элемента);
  3. низкая теплопроводность и необходимость в связи с этим изготовления тонких твэлов.

Интересна попытка скомбинировать свойства европия и бора в соединении EuB6. Такое соединение имеет эффективность примерно 25 % эффективности В4С с обогащенным бором и на 10 % выше, чем у соединения Ёи203. Кроме того, потеря реактивности при выгорании EuB6 меньше, чем при выгорании В4С. Имеется возможность еще больше повысить эффективность ЕuВ6, используя обогащенный бор (что, конечно, обойдется дороже). Реакторные эксперименты пока малочисленны, поэтому трудно сделать окончательные выводы. Во всяком случае имеются указания о благоприятном свойстве стабильности размеров изделий из ЕиВ6 в условиях реакторов БН. Однако проблема образования и утечки гелия в этом варианте обостряется, так что потребуется конструкция вентилируемых пэлов.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

  1. Перечислите основные возможные материалы быстрых реакторов:

а)              топливо;
б)              оболочка и конструкция;
в)              теплоноситель;
г)              СУЗ.

  1. Приведите аргументы в пользу смешанного оксидного топлива (UO2— РuO2) для реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Каковы недостатки карбидного и металлического топлива?
  2. Опишите два основных механизма распухания топлива в быстрых реакторах. Каковы меры борьбы с этим явлением?
  3. Предположим, что оболочка и чехол находятся в центре активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем при Т = 475 °С и Ф = 4-1016 нейтр/(см2-с) (E>0,1 МэВ).

Каково распухание ΔV/V материала оболочки и чехла за два календарных года работы при коэффициенте использования мощности 0,7?

  1. Зачем вводится начальная деформация 0,2 % при описании предела текучести аустенитных сталей?
  2. Каково напряжение разрыва при ползучести и почему оно важно при конструировании твэла? Как влияют температура и нейтронное излучение на пластичность, разрыв при ползучести и радиационную ползучесть?
  3. Кратко объясните причины, по которым натрий выбран в качестве теплоносителя в быстрых реакторах.
  4. Почему бор используется в качестве поглотителя в СУЗ быстрых реакторов, если его сечение поглощения быстрых нейтронов мало?
  5. Почему необходимо охлаждать поглощающие стержни в быстрых реакторах?


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