- •Рекомендована література
- •Мета курсу
- •Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
- •Загальна схема ядерного реактору
- •Класифікація ядерних реакторів за призначенням
- •Інтегральні характеристики економічності енергетичних ядерних реакторів
- •Основні вимоги до складових
- •Класифікація ядерних реакторів
- •Основні типи енергетичних реакторів
- •Водо-водяні реактори під тиском
- •Переваги та вади
- •Спрощена принципова теплова схема двоконтурної аес з водо-водяним реактором
- •Принципова конструкція водо-водяного реактору під тиском
- •Еволюція водо-водяних реакторів типу ввер
- •Водо-водяний реактор типу ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Конструкційні рішення реактору ввер-440
- •Твз реактору ввер-440
- •Твел реактора ввер-440
- •Регулювання в реакторі ввер-440
- •Контроль параметрів реактору ввер-440
- •Перевантаження палива в реакторі ввер-440
- •Водо-водяний реактор типу ввер-1000
- •Ключові відмінності від ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Будівельні рішення енергоблоку з ру типу ввер-1000
- •Компоновка обладнання в го
- •Відмітки розміщення основного обладнання в го
- •Конструкційні рішення реактору ввер-1000
- •Кришка реактора
- •Кільце опорне
- •Кільце упорне
- •Паливо реактору ввер-1000
- •Регулювання в реакторі ввер-1000
- •Обладнання бетонної шахти реактора
- •Технологічні системи очистки/підготовки робочих середовищ
- •Системи спецводоочистки (сво)
- •Розчиновий вузол
- •Система борного регулювання
- •Система подувки-поднитки первого контура
- •Система организованных протечек
- •Система промконтура
- •Система спецгазоочистки
- •Установки спалювання водню
- •Системи безпеки ввер-1000
- •Загальні принципи побудови систем безпеки
- •Структура систем безпеки
- •Саоз ввер-1000
- •Система аварийного впрыска бора высокого давления
- •Система аварийной подпитки высокого давления
- •Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы
- •Система защиты второго контура ввэр-1000 от превышения давления
- •Система удаления парогазовой смеси из первого контура
- •Система аварийного электроснабжения (саэ)
- •Системы технического водоснабжения (ств) аэс
- •Системы охлаждения потребителей реакторного отделения
- •Спринклерные системы
- •Управляющие сб эб аэс
- •Водо-водяний реактор типу ввер в-392
- •Водо-водяні реактори під тиском «західного» проекту
- •Реакторна установка типу ар-1000
- •Головний циркуляційний контур ар-1000
- •Реактор ар-1000
- •Легководні киплячі реактори
- •Графітові реактори
- •Водо-графітові реактори
- •Газо-графітові реактори
- •Вуглекисло-графітові реактори
- •Гелій-графітові реактори
- •Важководні реактори
- •Загальна інформація
- •Корпусні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані легкою водою
- •Реактори на швидких нейтронах
- •Реактори на швидких нейтронах з Na-теплоносієм
- •Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм
Реактори на швидких нейтронах
Один из центральных моментов, в значительной степени определяющих конструкцию реакторов на быстрых нейтронах, — выбор теплоносителя. Теплоноситель реактора на быстрых нейтронах должен:
слабо замедлять нейтроны,
иметь малую наведенную активность,
быть радиационно-стойким;
иметь высокую теплоемкость (уменьшение подогрева теплоносителя в АЗ - улучшение температурного режима работы конструкции в переходных процессах);
иметь высокую теплопроводность (уменьшение перепада между температурой оболочки и теплоносителя - снижение температуры конструкционных материалов);
иметь умеренную вязкость (высокое число Rе потока при невысокой линейной скорости течения и малых размерах каналов охлаждения - уменьшение затрат мощности на прокачку теплоносителя, уменьшение скоростного напора теплоносителя и его воздействия на элементы конструкции, снижение опасности вибрации конструкции),
иметь высокую температуру кипения при атмосферном давлении (использование низкого давления),
иметь высокую термостойкость;
быть совместимым с конструкционными материалами, топливом, рабочим телом системы электрогенерирования.
На первых этапах разработки реакторов на быстрых нейтронах были исключены из числа возможных теплоносителей водяной пар и углекислый газ, ртуть и литий, калий и эвтектика натрий — калий и выбраны натрий, гелий, в дальнейшей перспективе - диссоциирующие газы, расплав Pb (Pb-Bi) солей.
Натрий из всех щелочных металлов обладает наибольшей теплопроводностью, достаточно высокой теплоемкостью, относительно невысокой температурой плавления, высокой температурой кипения. Затраты мощности на прокачку натрия невелики. Среди недостатков натрия можно отметить высокую активацию при прохождении активной зоны; способность замедлять нейтроны, что в случае потери теплоносителя из активной зоны приводит к изменению реактивности реактора; взаимодействие с водой с выделением водорода и большого количества тепла.
Исследования коррозионной стойкости конструкционных материалов в среде натрия показали, что при ограничении содержания примесей, особенно примеси кислорода, до 5-10-4 % и менее работоспособность конструкций из нержавеющих сталей или никелевых сплавов определяется уже не процессами коррозии или массопереноса по контуру, а лимитируется прочностными свойствами материалов и их поведением в условиях реакторных излучений. Скорость натрия в активной зоне ограничена ~10 м/с. из-за вибрации твэлов и эрозионного износа оболочек. В совокупности с определенным подогревом теплоносителя в активной зоне, лимитируемым циклом преобразования энергии и экономическими соображениями, ограничение скорости теплоносителя приводит к уменьшению максимальной длины твэла. Поэтому очевидно, что с увеличением мощности реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем его активная зона становится более уплощенной.
Гелий — наиболее подходящий газообразный теплоноситель для реактора на быстрых нейтронах. Он обладает достаточно высокими теплофизическими свойствами; термически и радиационно стоек, не активируется под облучением, слабо замедляет нейтроны. Следствием последнего оказывается то, что спектр нейтронов в реакторах на быстрых нейтронах с гелием более жесткий по сравнению со спектром в натриевых реакторах, а КВ увеличивается на 0,1—0,15 при прочих равных условиях. Однако из-за низкой плотности при нормальных условиях гелий необходимо использовать при высоком давлении, чтобы сделать приемлемыми затраты мощности на его циркуляцию.
В качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах рассматриваются также диссоциирующие газы, например 4-окись азота.
За счет тепловых эффектов реакции диссоциации значительно повышается эффективная теплопроводность и теплоемкость диссоциирующих теплоносителей, увеличивается коэффициент теплоотдачи. Затраты мощности на прокачку четырехокиси азота снижаются в 7—8 раз по сравнению с гелием. Использование диссоциирующего теплоносителя позволяет несколько снизить давление в корпусе реактора. Существенный недостаток этих теплоносителей — высокая токсичность.
В построенных энергетических реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя используется пока только жидкий натрий.
