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

Программы исследования быстрых реакторов - 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

Ниже кратко обсуждаются программы исследования быстрых реакторов- размножителей в разных странах, в которых реакторы такого рода построены или имеются планы их строительства. Внимание уделено целям и задачам, выдвинутым исследователями при создании быстро развивающейся ядерной технологии.

А. США

В середине 40-х годов в Лос-Аламосской научной лаборатории (LASL) была поставлена задача соорудить опытный быстрый реактор с плутониевым топливом, демонстрирующий возможность производства энергии. Этот реактор под названием «Клементина» имел объем активной зоны 2,5 л, состоящей из металлического плутония, и охлаждался ртутью. Сборка реактора началась в середине 1946 г., критичность была достигнута уже в ноябре 1946 г. Сооружение всей установки закончилось позже, и энергетический пуск осуществлен в марте 1949 г. Реактор работал на мощности 25 кВт (т.). Исследования на нем были прекращены в 1952 г.
В Аргоннской национальной лаборатории (ANL) независимо велись работы по созданию экспериментального реактора-размножителя EBR-1
в местечке Айдахо Фолз. Главной целью этого проекта была проверка концепции АЭС с реактором на быстрых нейтронах в качестве энергетического блока. К конструированию приступили в 1951 г., а критичность была достигнута в августе 1951 г. В декабре 1951 г. впервые за счет ядерной энергии был получен электрический ток при мощности реактора 200 кВт (эл.).
В 1955 г. проводились испытания реактора в экстремальных температурных условиях (эксперимент MARК-II), при которых допускалось частичное расплавление активной зоны. Из-за ошибки оператора произошло более сильное расплавление по сравнению с ожидавшимся. Эксперимент породил определенные сомнения относительно стабильности поведения реактора. Однако последующие испытания с новой активной зоной показали, что проблема стабильности реактора с металлическим топливом может быть решена путем усовершенствования механической конструкции.
В 1951 г. к участию в работах по конструированию энергетических реакторов для мирных целей федеральным правительством США были привлечены частные фирмы. Две промышленные группы из четырех отдали предпочтение развитию быстрых энергетических реакторов. По предложению одной из них было создано объединение ряда государственных и частных предприятий, в задачу которого входило конструирование и сооружение быстрого энергетического реактора-размножителя (EFFBR — «Энрико Ферми»), названного в честь выдающегося итальянского физика. Этот реактор имел объем активной зоны 400 л, загружался урановым металлическим топливом и был рассчитан на тепловую мощность 200 МВт или на электрическую 66 МВт. Критический пуск состоялся в августе 1963 г. Аварийная закупорка в системе теплоносителя реактора в 1967 г. вызвала расплавление нескольких тепловыделяющих сборок. После ремонта он снова был выведен в 1972 г. на номинальную мощность и вскоре в том же году остановлен для демонтажа.
Примерно в тот же период был сооружен комплекс EBR-2, состоящий из АЭС с быстрым реактором и установок регенерации отработавшего топлива и изготовления тепловыделяющих сборок. Решение о строительстве было принято в 1954 г., критичность реактора была достигнута осенью 1961 г., вывод на мощность осуществлен в ноябре 1963 г. EBR-2 был первым реактором с баковой компоновкой. Это означает, что узлы натриевого охлаждения располагались в общем натриевом бассейне внутри реакторного бака. Реактор служил в качестве стенда для испытаний топлива и материалов, одновременно являясь источником энергии. Натриевая система и парогенераторы с двухстеночными трубками работали хорошо.
Исследования плутония, в частности в целях определения возможности использовать на его основе топливо в виде расплавленного металла, проводились в середине 50-х годов в Лос-Аламосе (эксперимент LAMPRE). Критический пуск состоялся в 1961 г., проектная мощность была получена на рабочей активной зоне в апреле 1962 г. Основная проблема в этих исследованиях - агрессивность жидкометаллического плутония.
С пуском стенда ZPR в ANL начались широкие исследования физики реакторов на критических сборках нулевой мощности. Основные результаты были получены в период 50—50-х годов. Вслед за стендом ZPR был построен стенд ZPPR больших размеров.
В 60-е годы центр тяжести реакторных исследований стал смещаться от проблемы обращения с топливом к проблеме оптимизации экономических характеристик быстрых реакторов. В связи с этим как в США, так и в Западной Европе основное внимание стали сосредоточивать на уран-плутониевом оксидном топливе. Эксперименты в начале 60-х годов показали, что оксидное топливо может выдерживать глубину выгорания (энерговыработку) до характерных значений 100 МВт сут/кг, гораздо более высоких, чем для металлического топлива. Стоимость оксидного топлива более низкая, однако и более низкий коэффициент воспроизводства (из-за смягчения спектра нейтронов в реакторе). Зато имелся большой опыт работы с оксидным урановым топливом в ЛВР, а также информация, полученная на советском быстром реакторе БР-5 с оксидным плутониевым топливом.
Еще один важный аргумент в пользу оксидного топлива — безопасность. Стабильность работы реактора определяется внутренним механизмом глушения процесса деления при возникновении неконтролируемых всплесков мощности — мгновенной отрицательной реактивностью. Отрицательная реактивность в быстром реакторе с металлическим топливом возникает в основном из- за теплового расширения и зависит от аксиального коэффициента расширения. Были опасения, что этот стабилизирующий эффект изменится в неблагоприятную сторону в процессе выгорания металлического топлива. В то же время расчеты показали, что для оксидного топлива отрицательный коэффициент реактивности будет определяться доплеровским эффектом, который практически отсутствует в металлической активной зоне. Эффективность доплеровского механизма следовало проверить экспериментально. Этой цели послужило создание специального экспериментального быстрого реактора с оксидным топливом SEFOR, в разработке и исследованиях которого принимали участие фирма «Дженерал электрик» и специальный консорциум из 17 электрических предприятий (Юго-Восточное энергетическое объединение), а также ядерная лаборатория в Карлсруэ (ФРГ, Евроатом). Международное сотрудничество возглавили К. Кохен, В. Волфе и В. Хэфеле. Замысел ученых продемонстрировать эффективность доплеровского эффекта в смешанном UO2 — PuO2 топливе для быстрого реактора увенчался полным успехом. Экспериментальные результаты по переходным процессам в активной зоне, включая мгновенные надкритические состояния, полностью соответствовали расчетам.
Следующий важный шаг в американской программе реакторных исследований был связан с проектом высокопоточного реактора FFTF, разработка которого была осуществлена фирмой «Вестингауз электрик» в рамках государственного заказа. В конце 60-х годов американская стратегия в отношении воспроизводства ядерного топлива заключалась прежде всего в осуществлении широкой программы исследований в целях создания твердой технологической базы. Строительство реакторов-прототипов в таком подходе рассматривается как более отдаленная задача. Стенд FFTF предназначен именно для хорошо инструментированных радиационных испытаний топлива и материалов в условиях, типичных для активной зоны будущих энергетических реакторов. Критичность FFTF была достигнута в начале 1980 г.
Несмотря на исключительно важную роль стенда FFTF для американской и международных программ исследования перспективных видов топлива и материалов, он не предназначался для натурных испытаний внешних систем, таких как парогенераторы (система натрий — вода), равно как и для выяснения лицензионных вопросов, важных на этапе промышленного освоения быстрых реакторов. Для решения подобных вопросов правительством и заинтересованными фирмами были выделены средства для строительства прототипа АЭС с быстрым энергетическим реактором-размножителем электрической мощностью 350 МВТ — Клинч Ривер (CRBRP). Работы по его созданию начались в 1978 г., пуск планировался на начало 1980 г. Однако в связи с возникшими в Соединенных Штатах в тот пер иод дебатами относительно целесообразности скорого развития быстрых реакторов, включая вопрос о CRBRP, начало его строительства и необходимые лицензионные проработки были отложены на неопределенный срок. Несмотря на это, работы по изготовлению оборудования и проектные исследования продолжались. В конструкции CRBRP должна найти отражение развитая в США современная технология жидкометаллических быстрых реакторов-размножителей. Указанная на рис. 1.1 и в табл. 1.2 дата пуска является предположительной, учитывающей ограниченный объем выполняемых по этому проекту работ.
Воспользовавшись задержкой в реализации проекта, конструкторы провели работу по усовершенствованию реактора, в частности, по переходу к гетерогенной активной зоне*. Первоначальная конструкция предусматривала традиционный вариант CRBRP с гомогенной активной зоной, поэтому некоторые примеры последней рассматриваются в книге. Во избежание путаницы используется терминология: «первоначальный проект CRBRP с гомогенной активной зоной» и «проект CRBRP с гетерогенной активной зоной». Если параметры реактора не зависят от варианта, говорится просто «CRBRP». Приложение А содержит сведения о гетерогенном варианте, а в приложении Б приведена информация об основных различиях вариантов.
Проектам газоохлаждаемых быстрых реакторов (GCFR) в США уделялось ограниченное внимание. Фирмой «Дженерал атомик» были проведены работы по проектированию этого типа реактора с параметрами, отвечающими как прототипу, так и демонстрационному реактору. Однако до сих пор ни один из них не был построен.
В США проводились исследования нескольких типов тепловых реакторов-размножителей, однако в 70-х годах реальную поддержку получил лишь один проект — легководный реактор с запальной зоной (в Шиппинг- порте). Это был тепловой реактор-размножитель с коэффициентом воспроизводства, очень близким к единице. В 50-х годах в Ок-Риджской национальной лаборатории (ORNL) был построен другой тепловой реактор-размножитель с гомогенной активной зоной. В ней уранилсульфат был растворен в тяжелой воде в окружении разжиженного тория. Проблема этой конструкции — обеспечение герметичности стенок, удерживающих жидкий раствор. Позднее в ORNL был построен другой тепловой реактор-размножитель на основе расплавленных солей. Раствор содержал фториды урана, тория и других элементов, таких как цирконий, натрий, бериллий. Замедлителем служил графит.

Б. СОВЕТСКИЙ СОЮЗ

Работы по быстрым реакторам в СССР начались в первой половине 50-х годов: были построены реакторы БР-1 и БР-2. Первый из них представлял собой критическую сборку нулевой мощности с активной зоной из металлического плутония с объемом 1,7 л. После реконструкции в 1956 г. реактор мог работать на тепловой мощности 100 кВт и был переименован в быстрый реактор-размножитель-2. В качестве теплоносителя использовалась ртуть.
Вскоре реактор БР-2 был заменен реактором БР-5 тепловой мощностью 5 МВт, пущенным в 1958 г. Его цель — приобретение опыта работы многопетлевой конструкции реактора с жидким натрием в качестве теплоносителя.
*Концепция гетерогенной зоны в сравнении с гомогенной обсуждается в гл. 2.
Это был первый в мире реактор, использующий оксидное плутониевое топливо. Несмотря на несколько случаев разгерметизации тепловыделяющих элементов, реактор успешно проработал до ноября 1964 г., когда он был остановлен для перехода на урановое карбидное топливо. В 1972 г. была проведена очередная реконструкция реактора: установлена новая активная зона из PuO2 и тепловая мощность доведена до 10 МВт. Модернизированная установка приобрела наименование быстрых реакторов-размножителей-10.
В 1965 г. начались работы по созданию реактора БОР-60 (тепловой мощностью 60 МВт). Энергетический пуск состоялся в конце 1969 г. Реактор был предназначен в первую очередь для испытания материалов, поэтому в системе теплосъема на выходе стояли воздушные теплообменники. В 1970 г. в системе теплосъема был установлен парогенератор, а в 1973 г.— еще один, новой конструкции. Тем самым была обеспечена возможность получения электроэнергии при электрической мощности 12 МВт.
В 1970 г. в Советском Союзе вошел в строй Большой физический стенд (БФС-2), превосходящий по размерам все аналогичные известные стенды. Его назначение — физические исследования на критических сборках нулевой мощности. На нем можно моделировать в полном масштабе реакторы больших размеров, соответствующие электрическим мощностям вплоть до 1600 МВт.
СССР был первой страной, построившей быстрый энергетический реактор из серии прототипов будущих реакторов — БН-350 (электрической мощностью 350 МВт или тепловой 1000 МВт) с UO2 топливом. Критичность его была достигнута в ноябре 1972 г., энергетический пуск состоялся в середине 1973 г. В период между 1973 и 1975 гг. пришлось подвергнуть ремонту пять из шести парогенераторов, и с 1976 г. реактор начал работать на тепловой мощности 650 МВт. Установка БН-350 является двухцелевой — предназначена для производства электроэнергии (электрическая мощность 150 МВт) и опреснения морской воды (120 000 м3 опресненной воды в сутки). В конструкции применена так называемая петлевая компоновка — прокачка жидкого натрия осуществляется через шесть отдельных петель циркуляции теплоносителя.
Работы по конструированию другой установки— БН-600 электрической мощностью 600 МВт начались еще до пуска БН-350. В отличие от компоновки реактора с жидкометаллическим теплоносителем-350 в ней применена баковая компоновка оборудования. Г1о своим размерам установка БН-600 занимает промежуточное место между прототипом и демонстрационной АЭС. Но по типу топлива реакторы БН- 350 и БН-600 отклоняются от прототипа будущих станций, так как в них используется топливо UO2. Первым большим быстрым реактором в СССР, использующим смешанное оксидное топливо, будет БН1600.
В СССР ведется также проработка проекта быстрого реактора-размножителя с охлаждением диссоциирующим газом N2O4, однако о планах строительства такого реактора сообщений не поступало.

в. ФРАНЦИЯ

Французская программа развития быстрых реакторов началась в 1953 г. работами по натриевым системам. Первый быстрый реактор был пущен лишь в 1967 г. Это был стендовый реактор «Рапсодия» тепловой мощностью 20МВт, принадлежащий Центру по ядерным исследованиям в Кадараше и предназначенный для испытания топлива. В тех пор под руководством Г. Вендри французская реакторная программа неуклонно расширялась. Реактор «Рапсодия» был усовершенствован, его тепловая мощность была увеличена до 24 МВт.
* В настоящее время в СССР осуществляется проектирование реактора с жидкометаллическим теплоносителем-800 (электрическая мощность 800 МВт) на смешанном оксидном топливе и планируется строительство нескольких таких реакторов. (Прим. перев.)
Реактор продемонстрировал надежную работу на смешанном оксидном топливе. Была получена обширная информация по свойствам топлива, необходимая для проектирования французских демонстрационных реакторов больших размеров. В 1970 г. на стенде была собрана активная зона «Фортиссимо», рассчитанная на тепловую мощность 40 МВт.
Следующим реактором был «Феникс» (но имени мифической птицы, обладающей способностью возрождаться из собственного пепла). Это был прототип АЭС электрической мощностью 250 МВт, расположенной на р. Рона близ Маркуля. Критический пуск был осуществлен в августе 1973 г., вывод на номинальную мощность — в марте 1974 г. Реактор работал успешно до лета 1976 г., когда неполадки в промежуточном теплообменнике привели к остановке реактора. В 1977 г. реактор был пущен вновь. При этом состав активной зоны был изменен: первоначально она состояла наполовину из смешанного, наполовину из уранового оксидного топлива, с 1977 г. вся зона была заполнена смешанным оксидным топливом.
С учетом успешного опыта работы реакторов «Рапсодия» и «Феникс» в 1977 г. было начато сооружение демонстрационного реактора «Супер-Феникс» электрической мощностью АЭС 1200 МВт (Крей-Мальвиль, на р. Рона). Финансирование строительства осуществляется пятью странами: Франция (51%), Италия (33%), ФРГ (11%), Бельгия и Нидерланды (2,5%). Руководство взяла на себя французская фирма «Новатом», эксплуатация будет обеспечена французским национальным объединением «Электрисити Франс».
В рамках этой же программы объявлен план сооружения во Франции в середине 80-х годов двух коммерческих станций с реакторами этого типа электрической мощностью 1500 МВт. Программа сооружения реакторов БН на европейском континенте подкреплена также подписанными в 1977 г. соглашениями о сотрудничестве Франции и возглавляемого ФРГ консорциума с участием Бельгии и Нидерландов.

Г. ВЕЛИКОБРИТАНИЯ

Работы по быстрым реакторам в Великобритании начались в начале 50-х годов с реакторно-физических исследований на критических сборках нулевой мощности «Зефир» и «Зевс» в Харуэлле. Позднее был построен стенд «Зебра» для критических сборок с большим объемом. В 1955 г. началось сооружение быстрого стендового реактора «Даунри» с урановым металлическим топливом. Критический пуск его осуществлен в конце 1959 г. После реконструкции тепловыделяющих элементов реактор был выведен в июле 1963 г. на номинальную мощность. В последующее время, вплоть до окончательной остановки в 1977 г., на нем были проведены многочисленные испытания топлива и материалов в соответствии с английской реакторной программой. Именно в этих исследованиях было открыто в 1967 г. неприятное для реакторщиков явление распухания стали под облучением, имевшее важные последствия для проектирования активной зоны. Отличительная особенность конструкции реактора «Даунри» — система охлаждения с прокачкой жидкометаллического теплоносителя (NaK) через активную зону сверху вниз.
В 1967 г. в северной части Шотландии недалеко от «Даунри» началось сооружение быстрого энергетического реактора-прототипа PFR, впервые с самого начала использовавшего смешанное UO2—Ри02 топливо во всем объеме активной зоны. Конструкция реактора — бакового типа, электрическая мощность 250 МВт. Критический пуск был осуществлен в марте 1974 г. После устранения течей в парогенераторе реактор был выведен в 1976 г. на номинальную мощность.
В Великобритании был разработан проект коммерческого демонстрационного быстрого реактора (CDFR) электрической мощностью 1320 МВт. Строительство предполагается осуществить в период 80-х годов. Как и его прототип, это будет реактор бакового типа со смешанным оксидным топливом.

д. ФРГ

В начале 60-х годов специалисты по быстрым реакторам в ФРГ сосредоточивали свое внимание на вопросах, волновавших и американских физиков, — свойства оксидного топлива и роль Доплер-эффекта в нем. Именно эта общность интересов привела к участию ядерного центра в Карлсруэ в совместной германо-американской программе SEFOR, о которой говорилось выше.
В последующий период программа исследования быстрых реакторов в ФРГ осуществлялась в основном в кооперации, участниками которой были международный консорциум (вклады ФРГ, Бельгии и Нидерландов в пропорции 70:15:15) и INTERATOM. Одним из первых был построен стенд SNEAK Для исследований на быстрых критических сборках нулевой мощности. Исследования проводились также на тепловом реакторе с натриевым охлаждением KNK (60-е годы). Позднее реактор был переоборудован в быстрый энергетический реактор KNK-2 тепловой мощностью 58 МВт и запущен в 1977 г. Активная зона состояла из центральной вставки, содержащей исследуемое для будущих проектов смешанное оксидное топливо, и окружающей ее внешней зоны (драйвера) из оксидного урана. На этом реакторе проводились исследования не только топлива, но и жидкого натрия как теплоносителя.
В рамках целевой программы был разработан проект прототипного реактора SNR-300 электрической мощностью 300 МВт на смешанном UO2 — PuO2 топливе. Конструкция реактора петлевого типа. Строительство ведется близ Калкар на Рейне. Ожидается, что реактор будет введен в эксплуатацию в 80-х годах.
Перспективным немецким проектом является SNR-2 — демонстрационный реактор электрической мощностью около 1300 МВт. ФРГ является также французским партнером (с вкладом 11 %) в сооружении демонстрационного реактора «Супер-Феникс» электрической мощностью 1200 МВт.
В 1977 г. было заключено франко-немецкое лицензионное соглашение по совместному развитию и использованию коммерческих быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением.

Е. ЯПОНИЯ

Япония импортирует около 90 % потребляемого в стране топлива, поэтому неудивительно, что японское правительство поддерживает весьма целенаправленную программу развития быстрых реакторов-размножителей. С этой целью в 1967 г. в Японии была организована корпорация по энергетическим реакторам и ядерному топливу (PNK). Основные компании, финансирующие развитие быстрых реакторов-размножителей,— «Фудзи», «Хитачи», «Мицубиси», «Тошиба».
Первый японский проект энергетического реактора JOYO тепловой мощностью 100 МВт предназначался в основном для исследования перспективных видов топлива и материалов. Работы по сооружению реактора были начаты в 1967 г., критический пуск состоялся в 1977г. Первоначально реактор работал на тепловой мощности 75 МВт, позже активная зона была заменена и мощность увеличена до 100 МВт.
Имеется проект японского прототипного реактора MONJU электрической мощностью 300 МВт. Конструкция реактора — петлевого типа, топливо — UO2 — PuO2. Планировалось начать строительство в первой половине 80-х годов и ввести в строй до 1990 г.
Японская реакторная программа предусматривает разработку и сооружение также других крупных быстрых реакторов. Ведутся работы по проектированию АЭС с быстрым реактором электрической мощностью 1000—1500 МВт, строительство которого должно последовать после пуска MONJU. На 90-е годы запланированы также четыре коммерческие станции на основе первой серии БР.

Ж. ИТАЛИЯ, БЕЛЬГИЯ, НИДЕРЛАНДЫ, ИНДИЯ

Кроме шести стран, реализующих программу развития перспективных реакторов БН, работы в этом направлении проводятся также в Италии, Бельгии, Нидерландах и Индии.
В Италии с 1973 г. ведется работа по сооружению быстрого исследовательского реактора РЕС тепловой мощностью 118 МВт. Имеется подписанное в 1974 г. франко-итальянское соглашение о сотрудничестве, в рамках которого в Италии проводятся исследования по безопасности БР и разработке оборудования. Италия является также участником французского проекта «Супер-Феникс» (с вкладом 33 %).
Бельгия и Нидерланды сотрудничают с ФРГ в разработке серии проектов реакторов БН (с пропорцией в финансировании 15:15:70), тем самым являясь участниками проектов SNR-300 и SNR-2. Кроме того, в рамках германо-бельгийско-нидерландского консорциума Бельгия и Нидерланды финансируют также проект «Супер-Феникс» (с долевым участием по 2,5 %) и имеют лицензионные соглашения с Францией по развитию и использованию коммерческих реакторов БН.
Индия проявила заинтересованность в развитии реакторов БН, начав в 1973 г. работы по сооружению быстрого исследовательского реактора-размножителя. Он будет снабжен парогенератором и давать электрическую мощность на уровне 15 МВт. Уникальность этого проекта заключается в использовании оксида тория в зоне воспроизводства с целью продемонстрировать возможность использования тория, которым Индия располагает в больших количествах.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

  1. Какова роль спектра быстрых нейтронов в реакторе-размножителе?
  2. Дайте определение коэффициента воспроизводства и избыточного коэффициента воспроизводства.
  3. Дайте определение времени удвоения.
  4. Перечислите основные реакторные параметры, влияющие на время удвоения.
  5. В каких странах активно осуществляется программа развития быстрых реакторов-размножителей?
  6. Сопоставьте скорости промышленного развития быстрых и тепловых реакторов.
  7. Почему использование 238Pu в быстрый реактор-размножитель приводит к увеличению коэффициента воспроизводства по сравнению с 233U?

ЗАДАЧИ

  1. Предположим, электрическая мощность реактора с жидкометаллическим теплоносителем равна 1000 МВт, а тепловая 2200 МВт, критическая загрузка топлива — 3000 кг, коэффициент воспроизводства—1,4. Хватит ли 8 лет, чтобы обеспечить производство топлива для загрузки нового аналогичного реактора? (Задайте разумное значение коэффициента использования мощности. Величину η для 239Pu возьмите из табл. 1.3, значение ν примите равным 2,9.)
  2. Предположим, в 1980 г. установленная электрическая мощность АЭС в США равнялась 50 ГВт при общей мощности 500 ГВт. В расчетах, соответствующих различным стратегиям использования ресурсов, можно выбрать ряд гипотетических вариантов развития энергетики США на 35-летний период (1975—2010 гг.):

а)         для перечисленных условий постройте графики для следующих величин:

  1. годовая потребность в U3O8 на период 1975—2010 гг.;
  2. требуемое для загрузки АЭС количество U3O8;
  3. количество U3O8, использованное при работе АЭС.

Дополнительные условия:
задан коэффициент линейного роста ядерной энергетики
Kn = 10 ГВт (эл.)/год на период 1975—2000 гг.
Kn = 20 ГВт (эл.)/год на период 2000—2010 гг.
Топливный цикл — без переработки.
Ввод БР до 2010 г. отсутствует.
Каждая АЭС по истечении времени жизни τ = 30 лет заменяется новой.
б)          Предположим, что урановые запасы по цене выше 110 долл, за за 1 кг (см. табл. 1.5) экономически не пригодны для использования в ЛВР. Рассмотрите взаимосвязь между урановым обеспечением и сооружением новых ЛВР после 2010 г. в условиях задачи «а».
в)         Предположим следующие параметры модели экспоненциального
роста энергетики США:
1980—1990 гг.: 3,0 % (т. е. λ = 0,030 1/год);
1990—2000 гг.: 2,5%;
2000—2010 гг.: 2,0 %.
Дополнительно к условию задачи «а» утверждается, что в 1980 г. в США 50 % электроэнергии было выработано на угольных электростанциях. Заполните таблицу, представленную ниже.


Показатель

1980 г

2010 г.

Неядерные мощности, ГВт (эл.)
Мощности угольных электростанций, ГВт (эл.) Мощности АЭС с ЛВР, ГВт (эл.)
Доля ядерных мощностей

 

 

г)        Предположим, что ввод БР начнется в 2000 г. при следующих соотношениях в ежегодных приростах:
2000—2005 гг.: БР, 1 год/15 ЛВР, 1 /год;
2005—2010 гг.: 10 БР, 1/год/10ЛВР, 1/год; по истечении срока жизни каждая АЭС заменяется новой.
После 2010 г. вводятся БР и новые ЛВР за счет воспроизводства. Дополнительное условие: рециклическое использование 236U в ЛВР (начиная с 1975 г.). В этих условиях построить кривую 2 из п. 1.2 в варианте «а» на период до 2020 г.
д)       Изменить условия предыдущей задачи так, чтобы они лучше соответствовали современным данным, и повторить решение.

  1. а) Предположим, что данные табл. 1.6 отражают реальную картину мировых запасов урана, а данные табл. 1.4 характеризуют потребность в уране для ЛВР и до ввода быстрого реактора осуществляется топливный цикл ЛВР с возвратом 236U после переработки топлива. Пользуясь оценками экономически доступных запасов урана, вычислить мировой энергетический потенциал ЛВР.

б) В 1980 г. электрическая мощность АЭС во всем мире составляла примерно 125 ГВт. Оцениваемая к середине 80-х годов дополнительная электрическая мощность сооружаемых АЭС составляет около 200 ГВт, заявлены потребности еще на 75 ГВт (примерно 40% этих мощностей принадлежит ядерной энергетике США). Прокомментируйте эти цифры наряду с предыдущими данными варианта задачи «а» с точки зрения сроков ввода быстрого реактора.



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