Стартовая >> Книги >> Оборудование >> Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России

Описание концептуальных решений при разработке реакторов - Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России

Оглавление
Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России
Описание концептуальных решений при разработке реакторов
Реактор с «плутониевой» активной зоной
Реактор с мультимодульной активной зоной
Реактор большой единичной мощности с гелиевым теплоносителем
Опыт разработки БГР с газовым теплоносителем
Возможность использования карбидного и нитридного топлива
БГР-300
Обоснование нейтронно-физических характеристик БГР-300
Заключение, литература

ГЛАВА I. ОСОБЕННОСТИ РАЗРАБАТЫВАЕМЫХ БЫСТРЫХ ГАЗОВЫХ РЕАКТОРНЫХ СИСТЕМ
1. Описание концептуальных решений при разработке быстрых газовых реакторов

  1. Основные положения

В 70-х годах прошлого столетия как в России, так и в мире в целом прогнозировался высокий темп развития атомной электроэнергетики /1-4/. При прогнозируемых в то время масштабах развития заметный выигрыш в экономии природного урана по сравнению с использованием только тепловых реакторов могло бы дать использование наряду с тепловыми реакторами быстрых реакторов - бридеров со временем удвоения горючего около 5 лет. Считалось, что быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем с временем удвоения 8-10 лет не могут обеспечить предполагаемый темп развития ядерной энергетики без вовлечения в цикл большого количества природного урана.
В связи с этим в то время был предпринят поиск и разработка систем с меньшим временем удвоения. Перспективными в этом смысле являются быстрые реакторы с газовым теплоносителем как системы, способные обеспечить собственный темп развития с временем удвоения около 5 лет /4-9/.
В России и других странах мира к тому времени были созданы АЭС большой мощности (900 - 1300 МВт(э)).
Основным мотивом увеличения единичной мощности установок является снижение удельных капиталовложений и стоимости электроэнергии.
Для АЭС с быстрыми реакторами, располагающими высоким коэффициентом воспроизводства горючего и, соответственно, низкой величиной топливной составляющей стоимости электроэнергии, укрупнение установки имеет еще более важное значение, чем для АЭС с тепловыми реакторами и для электростанций на органическом топливе, так как это позволяет дополнительно снизить стоимость электроэнергии за счет снижения капитальной составляющей.
В то время считалось, что бридеры с газовым охлаждением могут иметь в будущем возможность дальнейшего снижения капиталовложений и стоимости электроэнергии, при использовании одноконтурного газотурбинного замкнутого цикла.
В тот период времени в связи с прогрессом в ядерной энергетике и освоением промышленностью корпусов высокого давления и паровых турбин большой мощности считалось целесообразным принять единичную мощность энергоблока АЭС с газовым бридером - 1000 - 1200 МВт (э).
Для предварительного анализа влияния различных факторов на время удвоения плутония в развивающейся системе быстрых реакторов может быть использована следующая формула /8/:

(1)
где:- удельная объемная загрузка плутония в активной зоне
реактора,
- удельная теплонапряженность активной зоны,
G9 - загрузка плутония-239 в активную зону реактора,
Va3 - объем активной зоны,
КВ - коэффициент воспроизводства,
Г„ - время внешнего топливного цикла,
Та - время кампании,
е - потери при химической переработке топлива,
ф - коэффициент нагрузки станции,
А - коэффициент пропорциональности.
Из формулы (1) видно, что время удвоения определяется тремя основными параметрами:

  1. физическим g/(KB-I), характеризующим удельное вложение плутония на единицу воспроизводимого горючего;
  2. теплофизическим п, характеризующим удельную теплонапряженность активной зоны реактора;
  3. и, наконец, технологическим Т/Га, характеризующим работоспособность твэлов и время внешнего цикла (химическая переработка плюс фабрикация твэлов).

На рисунке 2 приводится зависимость времени удвоения для газового бридера от объема активной зоны, при фиксированной удельной теплонапряженности (п-500 кВт/л) и глубине выгорания по тяжелым ядрам (Fima = 0,1). Видно, что при увеличении объема активной зоны газового бридера время удвоения стабилизируется. На этом же рисунке для сравнения приводится такая же зависимость для натриевого бридера.
Видно, что для натриевого бридера время удвоения заметно больше по сравнению со временем удвоения топлива для газового бридера.
Заметим, что в действительности удельная теплонапряженность в газовом реакторе может изменяться в зависимости от его размеров. В связи с этим на рисунке 3 приводится зависимость времени удвоения от размеров газового бридера при условии равнопрочности стального корпуса реактора для двух значений глубины выгорания 10% и 30% тяжелых ядер. Видно, что время удвоения при больших размерах активной зоны слабо зависит от глубины выгорания топлива, в то время как для систем с малым размером для получения малого времени удвоения требуется существенное увеличение глубины выгорания.
В СССР были исследованы две существенно различные концепции бридеров.
Первая концепция основывалась на использовании реактора с активной зоной из чистого плутония. Такой реактор имеет малую активную зону с очень жестким спектром и максимально возможным коэффициентом воспроизводства КВ=2. Такой реактор имеет высокую объемную удельную загрузку плутония (до g = 1,5 кг/л). Для достижения в маленьком реакторе времени удвоения менее 5 лет необходимо иметь очень высокую теплонапряженность активной зоны (2-3 МВт/л) и глубину выгорания не менее 30% тяжелых ядер. При этом единичная тепловая мощность такого реактора равна всего 250 МВт. Такой реактор получил название модульного.
Вторая концепция была основана на использовании активной зоны большого объема из смеси плутония и обедненного урана с тепловой мощностью порядка 2000­3000 Мвт. В такой активной зоне неизбежно существенное смягчение спектра нейтронов и уменьшение коэффициента воспроизводства до 1,6. Однако, удельная загрузка плутония при этом уменьшается до значений g = 0,4 - 0,5 кг/л. Это приводит к уменьшению параметра g /{КВ-1), характеризующего удельное вложение плутония на единицу воспроизводимого горючего, что позволяет получить в реакторе больших размеров время удвоения около 5 лет при умеренной теплонапряженности активной зоны около 700 кВт/л и реалистичном выгорании порядка 10% тяжелых ядер. Ниже обе концепции по разработке гелиевых бридеров рассмотрены более подробно.

Рисунок 2. Зависимость времени удвоения от объема активной зоны реактора на быстрых нейтронах с натриевым и гелиевым охлаждением при одинаковой глубине выгорания топлива 10% тяжелых ядер и теплонапряженности активной
зоны 500 кВт/л

Рисунок 3. Зависимость времени удвоения от объема активной зоны реактора на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением при условии равнопрочного корпуса для различных значений глубины выгорания топлива:
1 - выгорание 10%; 2 -выгорание 30%



 
« Ограничение перенапряжений   Оценка технического состояния электросетевых конструкций »
электрические сети