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

Выбор материалов и параметров активной зоны - 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

После выбора основных механических и теплопередающих систем реактора с жидкометаллическим теплоносителем необходимо решить ряд других вопросов. Какой вид топлива более предпочтителен? В чем преимущество широко используемого в реакторах БН натрия и возможны ли другие виды теплоносителя с хорошими характеристиками? Какой материал использовать в качестве конструкционного (для оболочек тепловыделяющих сборок, твэлов и т. д.)? В данном параграфе кратко рассмотрены основные соображения, принимаемые во внимание при решении этих вопросов. Обсуждаются также основные параметры активной зоны, зависящие от вида топлива, в частности обогащение, размеры твэлов, выгорание. Проблема материалов более подробно обсуждается в гл. 11.

А. топливо

Свойства различных видов топлива

Основными уран-плутониевыми видами топлива, потенциально пригодными для реактора с жидкометаллическим теплоносителем, являются оксидное, карбидное, металлическое и, возможно, нитридное. В принципе топливо на основе 232Th — 233U также может быть использовано в быстрый реактор-размножитель, однако лучшие характеристики воспроизводства и экономики получаются при использовании именно уран-плутониевого топлива.
Типичные предъявленные к топливу БР требования — способность выдерживать высокие дозы излучения и большие линейные тепловые нагрузки. Первое свойство количественно может быть охарактеризовано как энергия, выделенная в единице массы топлива, т. е. характеризует глубину выгорания. Второе свойство — мощность, приходящаяся на единицу длины твэла (зависит от теплопроводности и температуры плавления топлива).
Оксидное топливо (т. е. смесь UO2 и PuO2) еще в начале 60-х годов признали главным кандидатом для использования в быстрый реактор-размножитель ввиду продемонстрированных на опыте глубоких выгораний (возможно, превышающих 100 МВт X сут/кг). Большой опыт работы с этим топливом в ЛВР также дал аргументы в пользу его использования в быстрый реактор-размножитель. Температура плавления оксидного топлива высока (2750° С), что в значительной степени компенсирует последствия его недостатка, заключающегося в плохой теплопроводности. Спектр нейтронов в оксидной активной зоне мягче, чем в металлической, и это приводит к большому отрицательному доплеровскому коэффициенту. Удельная мощность в оксидном топливе меньше, чем в металлическом, а это позволяет применить менее напряженную систему теплосъема (в принципе возможен вариант газового охлаждения). Принципиальным недостатком оксидного топлива (помимо низкой теплопроводности) является некоторое снижение коэффициента воспроизводства (из-за смягчения спектра и меньшей по сравнению с металлом плотности).
Карбидное (UC — PuO) и нитридное (UN — PuN) виды топлива серьезно рассматриваются в качестве альтернативы, главным образом из-за их более высокой теплопроводности. Следствием этого являются более высокие линейные тепловые нагрузки и соответственно меньшие удельные загрузки топлива. Другие их достоинства: на один атом тяжелого металла приходится один атом замедлителя (а не два, как в оксидном топливе), концентрация тяжелых ядер в UC повышенная из-за более плотной упаковки атомов в кристаллической решетке. По этим причинам спектр нейтронов в активной зоне становится более жестким и коэффициент воспроизводства увеличивается. Таким образом, время удвоения уменьшается как из-за роста коэффициента воспроизводства, так и из-за уменьшения удельной загрузки. Однако технологические основы этих перспективных видов топлива (особенно нитридов) проработаны недостаточно.
На ранних этапах исследований в США и Великобритании в экспериментальных быстрых реакторах использовалось металлическое топливо. В отношении к коэффициенту воспроизводства металлическое топливо явно выигрывает по сравнению с оксидным и несколько превосходит карбидное. Причина очевидна: из-за отсутствия замедлителя типа кислорода, углерода, азота спектр нейтронов получается весьма жестким, что ведет к росту коэффициента воспроизводства. Кроме того, концентрация тяжелых ядер велика. Все это приводит к малым значениям времени удвоения. Более того, большая теплопроводность металла позволяет получить высокие линейные тепловые нагрузки (хотя температура плавления сравнительно низка).
Серьезным недостатком металлического топлива является трудность в достижении глубоких выгораний. Металлическое топливо подвержено радиационному распуханию даже при небольших выгораниях. Единственный способ борьбы с этим явлением — создание значительной начальной пористости. Хотя это ухудшает перечисленные благоприятные качества, полученный положительный опыт работы с металлическим топливом в быстрый реактор-размножитель свидетельствует о том, что будущая реализация этого варианта вполне возможна. Могут быть, правда, опасения, что из-за жесткости спектра нейтронов в металле малое значение доплеровского коэффициента реактивности чревато ухудшением характеристик безопасности. Однако полагают, что большой термический коэффициент аксиального расширения (по сравнению с керамическим топливом) обеспечит достаточный отрицательный коэффициент реактивности.

Доля делящегося материала

Доля делящегося материала, обеспечивающая критичность, в быстром реакторе значительно большая, чем в тепловом, из-за низкого сечения деления при больших энергиях нейтронов. Типичные значения доли плутония в реакторах БН коммерческого типа находятся в пределах от 12 до 30 % в зависимости от размера и конфигурации активной зоны. При этом примерно 75 % во всем плутонии составляют делящиеся изотопы 239Ри и 241Pu.


Рис. 2.7. Энергетическая зависимость сечения деления основных делящихся нуклидов [3J (в резонансной области энергий нейтронов показана «сглаженная» картина резонансов)
Рис 2 .8. Энергетическая зависимость сечения деления основных сырьевых нуклидов [3]
Следовательно, доля делящегося материала в топливе варьируется в пределах от 9 до 23 %.
На рис. 2.7 [3] показаны сечения деления основных делящихся нуклидов в зависимости от энергии нейтронов. Видно, что среднее значение at для быстрых реакторов составляет примерно 2 б, тогда как для тепловых реакторов — примерно 500 б. Эффект столь резкого падения сечения деления частично компенсируется делением ядер сырьевых нуклидов нейтронами больших энергий (рис. 2.8 [3]). Необходимо также отметить, что сечения всех паразитных поглощений также уменьшаются с ростом энергии нейтронов. Тем не менее из-за снижения сечения деления в реакторе критическая доля делящегося материала возрастает в 4—5 раз по сравнению с аналогичной величиной для теплового реактора.

Диаметр твэла

В ЛВР диаметр твэла определяют исходя из условий распространения тепла. Не так дело обстоит для быстрых реакторов, и это важное отличие необходимо иметь в виду. Из двух условий теплового баланса, влияющих на конструкцию твэла (максимум допустимого теплового потока либо максимум температуры в центре топливного элемента), только первое связано с диаметром твэла.
Поток тепла, проходящий через единицу поверхности твэла, можно выразить так:
(2.1)
где q — тепловой поток, Вт/см2; χ — линейная тепловая нагрузка, Вт/м; D — диаметр твэла, м.
Для реакторов с водяным охлаждением из этого соотношения получается минимальное допустимое значение диаметра твэла (исходя из жаропрочности оболочки). Это ограничение практически отсутствует для твэлов реакторов БН из-за превосходных охлаждающих свойств натрия. Следовательно, диаметр твэла в БН может быть значительно меньше, чем в ЛВР.
Температура в центре твэла определяется линейной тепловой нагрузкой (скоростью линейного тепловыделения), определяемой выражением1
(2.2)
где k (Т) — теплопроводность топлива, Вт/(м-сС); Ts — температура на поверхности твэла, °С; Т0 — температура в центре твэла, С.

1 Вывод этого выражения приводится в гл. 9.

Это выражение накладывает ограничение на линейную тепловую нагрузку в твэлах БН, так как температура в центре Т0 должна быть ниже температуры плавления топлива. Заметим, однако, что это выражение не зависит от диаметра твэла. Тепло, снимаемое с твэла, является функцией только температур в центре и на поверхности, а также теплопроводности топлива. Таким образом, видны причины, по которым условия теплопередачи не влияют на диаметр твэла в БН. Интересно отметить также, что для заданной мощности реактора общая длина твэлов в активной зоне определяется достаточно хорошо из выражения (2.2), коль скоро выбрано топливо и известна его предельно допустимая температура Т0.
Выбор диаметра твэла существенно влияет на экономические характеристики. От него зависит, например, удельная загрузка делящегося материала. Конструкторы БР стремятся минимизировать диаметр твэла. С уменьшением массы топлива в одном твэле критическая доля делящегося материала возрастает, но его масса в твэле (произведение массы топлива на долю делящегося материала), как оказывается, тоже уменьшается. Следовательно, для минимизации удельной загрузки топлива диаметр твэла выгодно уменьшать. Но при этом уменьшается коэффициент воспроизводства (например, см. табл. 7.3). Нижнее ограничение в выборе диаметра твэла возникает также из- за действия других факторов, таких как стоимость изготовления, отношение шага (в пучке твэлов) к диаметру, утечка нейтронов, объемная доля топлива. Все эти соображения приводят к диапазону приемлемых значений диаметра твэла в БН со смешанным оксидным топливом от 6 до 9 мм, что составляет примерно 2/3 диаметра твэла в условиях водяного охлаждения (более подробное обсуждение вопроса оптимизации диаметра твэла см. в § 8.2).

Энерговыработка (выгорание) топлива

Требование глубокого выгорания имеет гораздо большее значение в оценке экономических характеристик БР, чем ЛВР. Это в основном обусловленно различием в обогащении топлива делящимся материалом. Для типичного теплового реактора энерговыработка 30 МВт-сут/кг является приемлемым значением, а для реактора на природном уране она может быть снижена до 7МВт-сут/кг. Для реактора с жидкометаллическим теплоносителем из-за большого обогащения топлива экономический критерий приводит к требованию большого значения энерговыработки (на уровне 100 МВт-сут/кг).
Необходимость большой энерговыработки топлива в коммерческих БР вынудила конструкторов в разных странах (в начале 60-х годов) перейти от металлического к керамическому топливу в качестве основного проектного варианта. По сравнению с ЛВР это означает, что от каждого килограмма топлива за время его пребывания в реакторе между перегрузками должно быть получено больше энергии.

Б. ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ

Главные требования к теплоносителю следующие:

  1. эффект замедления нейтронов должен быть минимальным;
  2. теплоноситель должен обеспечивать требуемый отвод тепла из энергонапряженной системы (примерно в 4 раза больше, чем в ЛВР);
  3. паразитное поглощение нейтронов должно быть минимальным.

Первое требование автоматически исключает воду и любые органические
виды теплоносителя, но допускает газы и жидкие металлы с не очень малым массовым числом. Возможные основные варианты с их преимуществами и недостатками обсуждаются ниже. Более подробное рассмотрение этой темы можно найти в гл. 9 и 11.

Основные варианты

Первыми претендентами на роль теплоносителя в быстрый реактор-размножитель были жидкие металлы из-за их хороших теплопередающих свойств. Однако серьезно рассматривались также гелий и пар, в первую очередь в связи с переходом от металлического топлива к керамическому. Плотность мощности (энергонапряженность) в керамическом топливе меньше, чем в металлическом, поэтому газовым охлаждением в принципе можно обеспечить необходимый отвод тепла из реактора.

Свойства различных теплоносителей

Из жидких металлов в качестве теплоносителей изучались натрий, NaK, ртуть, висмут и свинец. Последние три были признаны наименее пригодными из-за высокой плотности (и, следовательно, больших значений потока массы). Раствор NaK имеет низкую точку плавления, благодаря чему этот вид теплоносителя нашел применение в ранних проектах. Дело в том, что раствор NaK является жидким при комнатной температуре, тогда как чистый натрий плавится при 98 °С, поэтому в системе охлаждения необходимы подогреватели. К сожалению, калий является довольно сильным поглотителем нейтронов. Поэтому именно натрий был выбран в качестве теплоносителя, и натриевая система охлаждения была принята во всех последних проектах реакторов БН.
Натрий имеет отличные тепловые характеристики, в частности высокую температуру кипения (880° С при атмосферном давлении), в то же время проявляет совместимость с обычными используемыми материалами оболочек твэлов и тепловыделяющих сборок. Благодаря высокой температуре кипения работать с натриевым теплоносителем можно при низком давлении (резкое отличие от условий работы ЛВР). Основные недостатки натрия следующие: активация в нейтронном потоке (образование радиоактивных ядер 24Na с периодом полураспада Τ1/2 — 15 ч и 22Na с Т1/2 = 2,6 года), непрозрачность (что мешает контролировать операции перегрузок), химическая несовместимость с воздухом и водой. Чтобы предотвратить возможность загрязнения парогенератора радиоактивным 24Na, испускающим сильно проникающие γ-кванты с энергиями 1,4 и 2,8 МэВ, приходится делать промежуточную охлаждающую петлю (второй натриевый контур). Одновременно это есть и мера предосторожности от последствий, вызванных сотрясениями активной зоны и эффектами замедления нейтронов на водороде при реакциях натрия с водой в случае разгерметизации парогенератора.
В БР с керамическим топливом возможно газовое охлаждение с использованием гелия. При этом результирующий эффект замедления нейтронов в теплоносителе окажется даже меньше, чем в случае натриевого охлаждения. Хотя гелий легче натрия, ядерная плотность гелия гораздо меньше. Гелий является инертным газом, так что совместимость его с конструкционными материалами идеальная. Нет также проблемы нейтронной активации, поэтому нет нужды во втором контуре (как в случае натриевого охлаждения). Проблема заключается в том, что для обеспечения необходимой скорости теплосъема давление в гелиевой системе должно быть очень большим (~ 8 МПа), соответственно требуется большая мощность насосов для прокачки газового теплоносителя по сравнению с жидкометаллическим.
В ранних проектах рассматривался вариант охлаждения водяным паром, однако скоро были выявлены его серьезные недостатки — эффект коррозии оболочек и проблема высокого давления (оболочки твэлов должны иметь противодействующее внутреннее давление). Кроме того, присутствие пара в активной зоне влечет за собой существенное смягчение нейтронного спектра, что ухудшает параметры воспроизводства и экономические характеристики топливного цикла.
В настоящее время во всех странах принят и активно разрабатывается быстрый реактор с натриевым охлаждением (БН). Вариант парового охлаждения практически не рассматривается, но гелий в качестве теплоносителя в быстрый реактор-размножитель также изучается в качестве альтернативы, в первую очередь в США, Великобритании (где накоплен значительный опыт технологии газового охлаждения) и в ФРГ. В Советском Союзе рассматривается также вариант БР с диссоциирующим газом Na2O4 в качестве теплоносителя.

В. КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ

Основные требования к конструкционным материалам в активной зоне БР следующие:

  1. способность выдерживать высокие температуры;
  2. радиационная стойкость в условиях большого флюенса1;
  3. совместимость с топливом и теплоносителем;
  4. малое паразитное поглощение нейтронов.

Ниже приводятся основные соображения по этим вопросам, а более подробные обсуждения можно найти в гл. 11.

1 Флюенс — проинтегрированный по времени поток нейтронов (Φt или nνί). Он характеризует степень нейтронного облучения материалов.

Возможности выбора

Нержавеющая сталь является единственным материалом, серьезно рассматриваемым в качестве конструкционного для изготовления оболочек твэлов и чехлов тепловыделяющих сборок. Основное внимание уделяется выбору подходящего состава и формированию свойств сплава, наилучшим образом отвечающих предъявляемым требованиям. Типичный конструкционный материал в ЛВР — циркалой — для использования в быстрый реактор-размножитель оказывается непригодным из-за недостаточных прочностных свойств в соответствующих температурных полях.

Свойства

Нержавеющая сталь обладает достаточной прочностью и коррозийной стойкостью при высоких значениях температуры и флюенса. Кроме того, она является сравнительно слабым поглотителем нейтронов. К сожалению, большинство видов нержавеющей стали испытывает значительное распухание при высоких значениях флюенса, типичных для реакторов БН. Значительные усилия исследователей в области радиационного материаловедения направлены на решение этой проблемы. Для изготовления оболочек твэлов и чехлов тепловыделяющих сборок чаще всего используется нержавеющая сталь марки 3161 с так называемой холодной деформацией 20 %. По своим температурно-прочностным и радиационным свойствам она лучше других приближается к требуемому типу.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

    1. Что понимается под удельной загрузкой делящегося материала? Почему проектировщики БР стремятся ее уменьшить?
    2. В чем различие концепций внутреннего и внешнего воспроизводства? Какая из них более предпочтительна и почему?
    3. Почему диаметр твэлов в БН меньше, чем в ЛВР?
    4. Сравните доли делящегося материала в топливе БН и ЛВР.
    5. Почему глубокое выгорание в БН обусловлено экономическими требованиями?
    6. Почему в БН используется треугольная (гексагональная) структура топливных ячеек, тогда как в ЛВР — квадратная?
    7. Назовите основные доводы в пользу оксидного топлива по сравнению с металлическим, повлиявшие на программу развития быстрых реакторов.
    8. Как переход к керамическому топливу повлиял на выбор теплоносителя?
    9. Почему активная зона в реакторе БН меньше, чем в ЛВР сравнимой мощности?
    10. В чем существенное различие между системами первого контура охлаждения в реакторах БН бакового и петлевого типов?
    11. Какие свойства натрия определили его доминирующую роль как теплоносителя в реакторах БН?

1 Американская номенклатура (см. гл. 11).



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