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

Защита оборудования теплоотводящих контуров в реакторе петлевого типа - 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

Для предотвращения активации натрия второго контура необходима нейтронная защита промежуточных теплообменников. На реакторе CRBRP удельная активность натрия второго контура, по расчетам, не превышает 0,07 мкКи/кг. Оборудование и трубопроводы второго контура расположены в бетонных боксах. Особого внимания требует разработка защиты проемов для трубопроводов в стенах боксов.
На теплоотводящих контурах реактора CRBRP размещаются датчики запаздывающих нейтронов, служащие для контроля герметичности оболочек твэлов. Эти датчики должны быть снабжены защитой от посторонних источников излучения.
При разработке защиты реактора CRBRP возникла проблема фотонейтронного эффекта в бетоне. Фотонейтроны образуются при взаимодействии γ-излучения радиоактивного натрия с дейтерием, содержащимся в бетоне, и составляют около 80 % нейтронного фона, воздействующего на датчики запаздывающих нейтронов. В связи с этим защита датчиков должна выполняться из материалов, в составе которых отсутствует водород.

Д. МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ

Расчеты распределения нейтронного потока и источников других видов излучения вблизи активной зоны проводятся на основе диффузионных уравнений в одно-, двух- и трехмерной геометриях. Для оценки доз нейтронного и γ-излучения в местах, удаленных от активной зоны, или за пределами реакторного бака необходимо использовать кинетическое уравнение. Расчет прострела нейтронов требует применения сложных методов и, кроме того, экспериментальной проверки результатов, поскольку точность оценок должна быть очень высокой.
Расчеты защиты реакторов CRBRP и FFTF проводились в рамках кинетической теории с использованием метода дискретных ординат (количество энергетических групп 40—60). Для решения задачи прострела нейтронов использовалась угловая сетка (100—166 угловых интервалов) со сгущением точек в передней полусфере рассеяния. В целях проверки результатов была разработана программа расчета с использованием метода Монте-Карло. Результаты сравнивались с экспериментальными данными по рассеянию нейтронов.



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