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

Сравнение гомогенного и гетерогенного проектных вариантов быстрого реактора CRBRP - 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

ПРИЛОЖЕНИЯ

СРАВНЕНИЕ ГОМОГЕННОГО И ГЕТЕРОГЕННОГО ПРОЕКТНЫХ ВАРИАНТОВ БЫСТРОГО РЕАКТОРА CRBRP
Как упоминалось в гл. 1, в конце 1970 г. в проект было внесено существенное изменение, заключающееся в переходе от гомогенной активной зоны к гетерогенной. Учитывая широкий интерес реакторщиков к концепции гетерогенной активной зоны БР, в данном приложении мы даем сравнение обоих вариантов на примере проекта CRBRP. Рассмотрение численного материала позволяет глубже понять мотивы, которыми руководствовались авторы проекта при переходе к гетерогенному варианту.
Первоначальный проект CRBRP (гомогенная активная зона, рис. Б.1) удовлетворял всем требованиям, предъявляемым к демонстрационному БР, за исключением значения коэффициента воспроизводства. Последний оказался ниже предельного допустимого уровня 1,2. Повысить коэффициент воспроизводства в принципе можно было путем увеличения диаметра твэла (в предположении, что используется плутоний, нарабатываемый в ЛВР). В то же время расчетные оценки показали, что еще больший выигрыш можно получить, если часть сборок с сырьевым материалом расположить внутри активной зоны. В частности, было рассмотрено их кольцевое расположение, что является разновидностью гетерогенного варианта. В этом случае коэффициент воспроизводства превысил значение 1,2.
Другое преимущество перехода к гетерогенной активной зоне заключалось в улучшении характеристик безопасности.

Рис. Б.1. Вариант CRBRP с гомогенной активной зоной:
1— тепловыделяющие сборки активной зоны (180 — внутренней и 90 —внешней); 2 —сборки боковой зоны воспроизводства (150 шт.); 3— сборки боковой защиты (324); 4 — сборки основной СУЗ (15 шт ); 5 — сборки дополнительной СУЗ (4 шт )
CRBRP с гетерогенной активной зоной
Рис. Б.2. Вариант CRBRP с гетерогенной активной зоной:
1 - тепловыделяющие сборки (150 шт.); 2 —сборки зон воспроизводства (214); 3 — сборки боковой защиты (306); 4—сборки основной СУЗ (9); 5— сборки дополнительной СУЗ (б); 6 — сборки сосмешанным или сырьевым топливом
Наконец, уменьшалась стоимость реактора, так как часть дорогостоящих тепловыделяющих сборок в активной зоне замещалась более дешевыми урановыми сборками боковой зоны воспроизводства. На этом пути американские физики-реакторщики видят перспективу улучшения характеристик БР большой мощности. В Европе и Японии концепции гетерогенной активной зоны уделяют также большое внимание.
В усовершенствованном проекте CRBRP металлическая арматура и основные узлы не претерпели изменений, поскольку часть оборудования находилась в стадии изготовления. Новизна заключалась именно в гетерогенном размещении части урановых сборок [1], как показано на рис. Б.2. В объеме активной зоны содержится 156 тепловыделяющих сборок одинакового обогащения и 82 урановые сборки (сборки внутренней зоны воспроизводства), боковая зона воспроизводства состоит из 132 урановых сборок. В СУЗ входят 9 высокообогащенных и 6 обогащенных борных стержней.
В гетерогенном варианте используется схема перегрузки партиями в отличие от схемы рассеянной перегрузки в гомогенном варианте. После двухгодичной работы реактора в середине цикла производят замену шести внутренних воспроизводящих сборок свежими ТВС. Тем самым вводится запас реактивности, достаточной для продолжения работы реактора в течение другой половины цикла. В конце двухгодичного цикла из реактора извлекаются все сборки активной зоны, включая сборки внутренней зоны воспроизводства, а также часть сборок боковой зоны воспроизводства. Следует отметить, что число тепловыделяющих (уран-плутониевых) сборок активной зоны в гетерогенном варианте CRBRP заметно меньше, чем в гомогенном (156 против 198), что и создает в данном случае дополнительный экономический выигрыш [2].

Таблица Б 1. Коэффициент воспроизводства в проектах с гомогенной и гетерогенной активными зонами (плутоний с низким содержанием изотопа 240Рu)


Активная зона

Начальный цикл

Равновесный цикл

Гомогенная

1,15

1,08

Гетерогенная

1,29

1,24

Сравнение значений коэффициента воспроизводства в обоих вариантах проводится в табл. Б.1. Видно, что усовершенствование первоначального проекта CRBRP (со сборками FFTF) привело к увеличению коэффициента воспроизводства от значения 1,08 до 1,24 (для равновесного цикла), что соответствует времени удвоения 26 лет. Традиционные проекты реакторов БН в этом отношении уступают усовершенствованному проекту CRBRP. Отметим, что в гетерогенном варианте, в котором используется плутоний с низким содержанием изотопа 240 Рu, коэффициент воспроизводства в начале первого цикла также получается равным 1,29, что заметно выше значения 1,15, отвечающего соответствующему гомогенному варианту.
Значения линейной тепловой нагрузки, нейтронного потока и энерговыработки в обоих вариантах приведены в табл. Б.2. Видно, что при переходе к гетерогенной активной зоне с двухгодичным циклом максимальная линейная тепловая нагрузка возросла на 10 % (что допускается конструкцией сборки), а максимальная энерговыработка — на 6 %. В то же время число тепловыделяющих (уран-плутониевых) сборок уменьшилось на 20 %. Благодаря заметному уменьшению нейтронного потока расчетами была показана возможность двухгодичного цикла. Условия облучения сборок зоны воспроизводства изменились мало.
Исследования гетерогенной активной зоны CRBRP, завершенные в январе 1977 г., позволили сделать вывод, что параметры воспроизводства усовершенствованного варианта вполне удовлетворяют предъявляемым к проекту требованиям. Кроме того, анализ характеристик безопасности, проведенный специалистами ANL 131, показал, что новый проект CRBRP характеризуется меньшим натриевым пустотным коэффициентом реактивности (табл. Б.3), т. е. является более предпочтительным и в этом отношении. Было обнаружено также меньшее влияние натриевого опустошения на другие физические параметры. В частности, исследовались процессы, возникающие в реакторе при недостаточном теплосъеме на полной мощности в традиционных предположениях о характере взаимодействия топлива с натрием и с оболочкой. Оказалось, что подобная авария, сопровождаемая выбросом натрия, протекает более вяло, чем в реакторе с гомогенной активной зоной.
Таблица Б.2. Линейная тепловая нагрузка, поток и энерговыработка в проектах CRBRP с гомогенной и гетерогенной активными зонами

Таблица Б. 3. Сравнение параметров, связанных с безопасностью быстрых реакторов


Параметр

Вариант

Гомогенный

Гетерогенный

Максимальный натриевый пустотный коэффициент реактивности β

4,00

2,31

Доплеровская постоянная по зонам: уран-плутониевая

0,00559

0,00258

внутренняя зона воспроизводства

 

0,00440

боковая зона воспроизводства

0,00070

0,00118

торцевые зоны воспроизводства

0,00044

0,00026

Показано также уменьшение доплеровского эффекта, что можно видеть из данных табл. Б. 3. Оно связано с более медленным разогревом внутренней зоны воспроизводства. С точки зрения развития аварии, вызванной недостаточным теплосъемом, последнее обстоятельство оказывается благоприятным.
В детальных исследованиях проекта CRBRP был выявлен ряд дополнительных преимуществ варианта с гетерогенной активной зоной: уменьшение времени удвоения (при определенных предположениях), меньшее влияние диаметра твэла на основные параметры реактора, меньшая чувствительность к способам фиксации сборок активной зоны, возможность использовать различные топливные циклы, наконец, уменьшение флюенса при заданной энерговыработке. Последний пункт существен, если мы хотим увеличить время между перегрузками или уменьшить допуски на распухание.
На первых этапах исследования гетерогенной активной зоны возникали сомнения: можно ли использовать традиционные расчетные методы, развитые для анализа гомогенных сред и проверенные на гомогенных критических сборках? Чтобы ответить на этот вопрос, было решено промоделировать реактор CRBRP в гетерогенном варианте на стенде ZPPR (критическая сборка нулевой мощности с плутониевым топливом) Аргоннской национальной лаборатории. Были предприняты усилия, чтобы модель по возможности максимально точно отражала проект. В программу экспериментов входило определение критичности, эффективности натрия, распределений скоростей реакций, наконец, эффективностей тепловыделяющих сборок и регулирующих стержней. Анализ результатов этих измерений показал пригодность существующих расчетных методов в условиях гетерогенной активной зоны. Был подтвержден вывод об увеличении коэффициента воспроизводства и уменьшении натриевого пустотного коэффициента реактивности.



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