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

Нейтронная защита - 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

Вопросы проектирования защиты имеют гораздо большее значение для реакторов БН, чем для ЛВР. В быстрых реакторах значительно больше интенсивность потоков нейтронов высокой энергии и соответственно велика утечка нейтронов из активной зоны. Хотя скорость генерации нейтронов приблизительно одинакова для БН и ЛВР равной мощности, в быстром реакторе плотность энерговыделения, кВт/л, больше, чем в тепловом. Кроме того, нейтроны, образовавшиеся в ЛВР, замедляются до тепловых энергий, поэтому вероятность утечки быстрых нейтронов и облучения ими прилегающих к активной зоне конструкций в тепловом реакторе меньше, чем в быстром.
В конструкции реактора с жидкометаллическим теплоносителем можно выделить элементы, требующие защиты от излучения. К этим элементам относятся оборудование, расположенное вокруг активной зоны, верхняя крышка бака с установленными на ней механизмами, а также ионизационные камеры. В реакторах бакового типа особое внимание должно уделяться защите промежуточных теплообменников в целях предотвращения активации нейтронами натрия второго контура. В реакторах петлевого типа радиационная защита требуется для узла крепления корпуса и трубопроводов первого контура. Ниже приводится описание основных защитных узлов реакторов БН. Нейтронная защита устанавливается в местах подсоединения к баку реактора натриевых трубопроводов вспомогательных систем первого контура, систем обогрева и охлаждения, на системах очистки натрия и защитного газа, на оборудовании перегрузки ТВС, а также в помещениях, предназначенных для обслуживания во время работы реактора на мощности. Характеристики радиационной защиты реакторов FFTF и CRBRP приведены в [3, 4].

А. РАДИОАКТИВНОСТЬ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ЗАЩИТНОГО ГАЗА

Из-за активации натрия под действием нейтронного потока проблема радиационной защиты в быстрый реактор-размножитель имеет гораздо большее значение, чем в ЛВР. Естественный натрий состоит полностью из 23Na. В результате реакции образуется изотоп 24Na с периодом полураспада 15 ч, который испускает γ-кванты с энергией 1,4 и 2,8 МэВ. Кроме того, имеет место пороговая реакция, при которой получается 22Na с периодом полураспада 2,6 лет; последний испускает γ-кванты с энергией 1,3МэВ. Во время работы реактора 24Na является основным радиоактивным изотопом, определяющим требования к конструкции защиты от у-излучения. Приблизительно через 10 сут после остановки реактора активность натрия в нервом контуре определяется в основном изотопом 22Na. При проведении ремонтных работ на циркуляционных насосах и промежуточных теплообменниках первого контура следует учитывать значительную активность продуктов коррозии (см. гл. 11). Расчетное значение удельной активности 24Na теплоносителя первого контура CRBRP (масса натрия 640·103 кг) составляет 30 Ки/кг, для реактора FFTF удельная активность натрия равна 11 Ки/кг. В проектных проработках быстрых реакторов баковой конструкции, выполненных фирмой «Дженерал электрик» в 1968 г. [5], расчетное значение удельной активности натрия равно 18 Ки/кг (масса натрия в первом контуре 1,3-106 кг). Согласно оценкам после 30 лет эксплуатации удельная активность теплоносителя по 22Ка в реакторе CRBRP составит 3,5 мКи/кг, а в реакторе FFTF — 1 мКи/кг.
Другим источником активности в реакторах БН является защитный газ. Активность газа первого контура в значительной степени определяется примесями, содержащимися в натрии, и непосредственной активацией 40Аr и 41Аr. В результате (n, p)-реакции из 23Na образуется активный 23Ne с коротким периодом полураспада (38 с).
Таблица 12. 2. Составляющие допустимого значения активности защитного газа реактора FFTF

* т — метастабильное состояние.
Для каждого реактора разработчики должны определить максимально допустимое количество негерметичных твэлов, при котором разрешается работа АЭС на мощности. Например, для реактора FFTF допустимая доля дефектных твэлов от общего количества твэлов в активной зоне составляет 1 %. В табл. 12.2 приведены расчетные значения удельной активности защитного газа реактора, обусловленной газообразными продуктами деления. Поскольку в действительности доля негерметичных твэлов в реакторе значительно меньше 1 %, показатели активности газа также будут ниже приведенных в табл. 12.2.

Б. ВНУТРИРЕАКТОРНАЯ ЗАЩИТА

Радиационная защита, установленная внутри корпуса реактора, предназначена для предотвращения воздействия излучения на внутриреакторные конструкции (например, узел крепления активной зоны) и стенки корпуса. Защита должна обеспечивать сохранение пластичности материалов в течение срока службы. Для реакторов FFTF и CRBRP запас пластичности конструкционных материалов принят равным 10 % общего удлинения. Такой запас обеспечивает пластическую деформацию вплоть до разрушения, что дает возможность разработчикам использовать обычные методы и критерии структурного анализа.
В качестве первого защитного барьера, отделяющего активную зону от внутриреакторного оборудования, можно рассматривать боковую зону воспроизводства1. За боковой зоной воспроизводства расположены сборки нейтронной защиты. На рис. 12.15 показано размещение защитных сборок в реакторе CRBRP (вариант с гомогенной активной зоной; вертикальный разрез реактора показан на рис. 8.21).
Сборки нейтронной защиты содержат стержни из нержавеющей стали или сплавов на никелевой основе, совместимых с натрием, таких как инконель (см. рис. 8.21). Никель обладает большим сечением неупругого рассеяния и поэтому используется в качестве замедлителя нейтронов. Железо также является замедлителем, хотя и менее эффективным по сравнению с никелем. Однако нержавеющая сталь дешевле инконеля.
Для реактора CRBRP в качестве материалов защитных сборок рассматривались сталь 316 и инконель-600. Высота стержней в защитных сборках реактора CRBRP равна сумме длин активной части и торцевых зон воспроизводства.
Стержневая конструкция защитных сборок создает возможность их эффективного охлаждения. Тепло в защитных сборках выделяется за счет γ- излучения, идущего от активной зоны и зоны воспроизводства, а также испускаемого материалом защиты в результате реакций неупругого рассеяния и захвата нейтронов. В реакторе FFTF боковая защита выполнена в виде шестигранных болванок из инконеля, скрепленных вместе. В болванках имеются сквозные каналы для прохода теплоносителя.
Вокруг защитных сборок в реакторе CRBRP расположено сплошное кольцо боковой защиты из стали 316 толщиной 0,146 м. Это кольцо не несет механической нагрузки, поэтому материал сохраняет первоначальные свойства при относительно больших потоках нейтронов. В реакторе FFTF неподвижная защита собрана из плоских пластин, образующих двенадцатигранник вокруг активной зоны.
В реакторах бакового типа для защиты промежуточных теплообменников от нейтронного излучения вокруг активной зоны устанавливаются графитовые блоки. Кроме того, в непосредственной близости от промежуточных теплообменников и главных циркуляционных насосов первого контура располагаются специальные защитные блоки из В4С, которые уменьшают воздействие нейтронов на конструкционные материалы, облегчают ремонт оборудования, а также предохраняют от активации тепловыми нейтронами натрий второго контура. Ниже активной зоны также имеется нейтронная защита, предохраняющая от облучения напорный коллектор.

разрез активной зоны реактора CRBRP
Рис. 12.15. Поперечный разрез активной зоны реактора CRBRP (первый гомогенный вариант):

1 — неподвижная боковая защита; 2 —обечайка активной зоны, 3 — ТВС активной зоны (198 шт); 4 — ТВС зоны воспроизводства (150 шт), 5 — сборки боковой защиты (324 шт,); 6 — сборки основной системы аварийной защиты (15 шт ), 7 — сборки дополнительной системы аварийной защиты
(1 шт.)
В реакторе CRBRP эта защита выполнена из стали 316 в виде блоков высотой 0,51 м, расположенных под нижним торцевым экраном каждой ТВС. В реакторе FFTF защитные блоки имеют высоту 0,54 м. В верхней части реактора определенную защитную функцию выполняет масса натрия над активной зоной.
Наиболее важной задачей при расчете внутрибаковой защиты реактора CRBRP была оценка прострела нейтронов, который может происходить через зазоры между боковыми защитными блоками, каналы охлаждения нижней торцевой защиты, газовые полости твэлов и зазоры между элементами оборудования.

1 В реакторе FFTF боковая зона воспроизводства отсутствует; для уменьшения дозы облучения фиксированной боковой защиты и элементов крепления используются съемные боковые отражатели.

В. КОНСТРУКЦИЯ ЗАЩИТЫ ВЕРХНЕЙ КРЫШКИ РЕАКТОРА

На верхней крышке реакторного бака нейтронная защита необходима в местах сквозных каналов, предназначенных для установки оборудования. Кроме того, требуется защита узла крепления бака реактора и внешних ионизационных камер, установленных в шахте реактора.


Рис. 12.16 Расположение основных защитных узлов в реакторе CRBRP:
1 — шахта реактора, 2 — зона обслуживания над реактором; 3— верхняя защитная плита, 4 — зона крепления реакторного бака; 5 — внутриреакторная защита
На рис. 12.16 показаны основные участки для размещения защиты на реакторе CRBRP —типичном реакторе петлевого типа. В реакторах бакового типа нейтронный поток на узлах крепления и на стенках бака первого контура значительно меньше, чем в реакторах петлевого типа, поэтому проблема защиты для них стоит менее остро. Ниже рассмотрены проектные решения, используемые при разработке узлов защиты в реакторе CRBRP.

Защита сквозных каналов в верхней крышке реактора

На рис. 12.17 показана верхняя крышка реактора CRBRP, в которой предусмотрены каналы для механизмов перегрузки ТВС, приводов органов СУЗ и другого оборудования. При разработке защитных конструкций необходимо учитывать прострел нейтронов через ступенчатые кольцевые зазоры, активность защитного газа и проникновение нейтронного и γ-излучений активной зоны через верхнюю пробку. Большие трудности были связаны с защитой заполненных натрием гидрозатворов поворотных пробок с механизмами перегрузки ТВС.
Конструкция верхней защитной плиты реактора CRBRP
Рис. 12.17. Конструкция верхней защитной плиты реактора CRBRP:
1 — пластина, гасящая волны на поверхности натрия; 2 — большая поворотная пробка; 3 — гнездо для установки механизма внереакторной перегрузки ТВС; 4 — канал опорной стойки верхних элементов конструкции реактора; 5 — средняя поворотная пробка; 6 — гнездо механизма привода регулирующего стержня; 7 — гнездо датчика уровня теплоносителя; 8 — гнездо механизма внутри- реакторной перестановки ТВС, 9 — фланец бака реактора, 10 — малая поворотная пробка; 11 — защитные пластины; 12 — листы отражателя; 13 — опорная стойка; 14 — гидрозатворы
Поскольку реактор CRBRP проектировался для работы при разгерметизации до 1 % всех твэлов, в целях обеспечения безопасности обслуживающего персонала на верхней крышке реактора необходимо было предусмотреть  стальную плиту толщиной около 0,3 м. Поскольку излучение через гидрозатворы в значительной степени определяет уровень излучения над верхней крышкой, был выбран оптимальный вариант расположения гидрозатворов (рис. 12.17).

Защита от излучения узла крепления реакторного бака

Обеспечение защиты узлов крепления баков реакторов FFTF и CRBRP от излучения потребовало специальных проработок. Уровень излучения в области узлов крепления определяется в основном прострелом нейтронов в шахту реактора. В обоих реакторах у нижнего края опорной плиты размещены защитные блоки из В4С, облицованные стальными листами, а зазор у верхнего фланца бака закрыт защитным кольцом из углеродистой стали. Кроме того, на опорной плите установлено бетонное защитное кольцо, уменьшающее поток излучения в обслуживаемой зоне над реактором.

Наружный многодиапазонный нейтронный монитор мощности

В шахте реактора CRBRP расположен многодиапазонный нейтронный монитор, предназначенный для контроля за уровнем мощности при остановке реактора и в режиме перегрузки ТВС. Для эффективной работы монитора его показания не должны искажаться фоном, создаваемым посторонними источниками нейтронного и γ-излучений. С этой целью монитор защищен графитовым блоком (замедлителем нейтронов) размерами 0,51 X 0,63 м, окруженным слоями свинца и карбида бора.
Воздействие на монитор нейтронного фона, например, при транспортировке облученных ТВС уменьшается за счет установки в шахте реактора защитных блоков из В4С. Свинцовая оболочка блока замедлителя предназначена для уменьшения дозы γ-излучения от стенок реактора, страховочного кожуха и от натрия первого контура. Для снижения γ-фона, создаваемого при воздействии нейтронного потока на корпус монитора, в качестве материала корпуса используется сплав на основе алюминия высокой чистоты.



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