Ядерная энергия и ядерные энергетические установки
в очень тяжелых тепловых режимах:
максимальная плотность теплового потока от твэла к теплоносителю достигает
(1 - 2)(106 Вт/ м2, тогда как в современных паровых котлах она равна (2 -
3)(105 Вт/м2. Кроме того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива
выделяется большое количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного
топлива также очень высока. Удельное тепловыделение в активной зоне
достигает 108 -109 Вт/м3, в то время как в современных паровых котлах оно
не превышает 107Вт/м3.
Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и
значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой
стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов
осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 - 600 oС на
поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием
потока нейтронов (флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).
К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота
конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя,
обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение
нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного
материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и
продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при
рабочих температурах. Геометрическая форма твэла должна обеспечивать
требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную
интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а
также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую
степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной
стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие
возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой
и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.
В целях безопасности надежная герметичность оболочек тепловыводящих
элементов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3
-5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов до отправки на
переработку (1 -3 года). При проектировании активной зоны необходимо
заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения твэлов
(количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким
образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не
превышались установленные пределы повреждения твэлов. Выполнение указанных
требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством
теплоносителем, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В
процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных
твэлов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, через
которые газообразные продукты деления выходят из твэла в теплоноситель
(дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых
возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.
Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией
активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения
твэлов и необходимое с точки зрения температурных условий распределения
теплоносителя. Через активную зону при работе реактора из мощности должен
поддерживаться стабильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный
теплоотвод. Активная зона должна быть оснащена датчиками внутриреакторного
контроля, которые дают информацию о распределении мощности, нейтронного
потока, температурных условиях твэлов и расходе теплоносителя.
Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так,
чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и
теплофизических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения
устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность
ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны,
устойчивостью реактора (уменьшением коэффициента размножения с ростом
температуры и мощности активной зоны), а с другой стороны - надежностью
системы автоматического регулирования и защиты.
С целью обеспечения безопасности в глубину конструкция активной зоны
и характеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования
критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и
расплавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна
быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для
прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением
охлаждения активной зоны.
Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для
компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы
несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен
быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться
в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения
локальных критмасс.
4 Классификация реакторов.
Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в
реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому
назначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.
По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых
нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и
в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и
промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми,
быстрыми и промежуточными).
В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит
при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в
которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше
0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых
большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся
изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных
(резонансных) нейтронах.
В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на
тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного
топлива 235U в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс
замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации
ядерного топлива 235U или 239U порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя
в активной зоне.
В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя
очень мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000
кг/м3.
В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит
также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса
незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается
тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых
значениях энергии нейтронов, чем при больших.
В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель -
вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя
применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости.
Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если
замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях
необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива
зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени
обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых
нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их
замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами
деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и
конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми
сечениями захвата медленных нейтронов.
В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов
деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100
кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность
работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом
деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение
поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом,
растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения.
Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее
жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на
промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов,
что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева
реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах
вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых.
Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах
больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.
В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется
вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы.
Замедлителем служит графит, бериллий и т.д.
В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с
высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства,
состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий).
Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства
ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо.
Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в
них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с
выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое.
Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен
замедлять нейтроны.
Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо
достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны.
Это можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей
| |  скачать работу |
Ядерная энергия и ядерные энергетические установки |
