- •Оглавление
- •1.1. Основы ядерной физики.
- •1.1.1 Атом. Ядро. Понятие «элемент», «нуклид». Свойства ядерных сил.
- •1.1.2 Дефект массы и энергия связи. Зависимость удельной энергии связи от массового числа
- •1.1.3 Модели ядра. Эффект парности. Энергетический спектр ядер. Изомеры
- •1.1.4 Радиоактивность и ее виды. Закон радиоактивного распада. Альфа-, бета- и гамма-распады и их особенности.
- •1.2. Основы теории переноса нейтронов
- •1.2.2. Цепная реакция деления и ядерные реакторы
- •1.2.3. Характеристики нейтронного поля. Макроскопическое сечение и его обратная величина
- •1.2.4 Диффузия и диффузионное приближение. Уравнение диффузии.
- •1.2.5. Рассеяние (замедление) нейтронов на ядрах среды.
- •1.2.8 Возраст нейтронов. Уравнение возраста, граничные и прочие условия для
- •1.4. История развития ядерной энергетики.
- •Часть 2. Ядерные реакторы
- •2.1. Составляющие активной зоны яр
- •2.1.1. Ядерное топливо. Мокс-топливо. Урановый и ториевый топливный цикл
- •2.2.1 Мокс топливо
- •2.3.1 Урановый и ториевый топливные циклы
- •2.1.2 Замедлители
- •2.1.3 Теплоносители
- •2.1.4 Поглотители.
- •2.1.5. Конструкционные материалы
- •Классификация ядерных реакторов и аэс.
- •Реакторы на тепловых нейтронах.
- •Реакторы на быстрых нейтронах.
- •По способу размещения топлива и замедлителя в активной зоне:
- •Гетерогенный реактор
- •2.3 Поколения ядерных реакторов и тенденции в современном реакторостроении.
- •2.4. Проблемы аэ
- •Часть 3. Теория критических размеров гомогенного реактора
- •3.1. Нейтронный цикл в ядерном реакторе
- •3.2. Условие критичности для гомогенного голого ядерного реактора конечных размеров. Материальный и геометрический параметры и их величины, их соотношение в реакторе
- •Часть 4. Многогрупповое приближение
- •4.1 Одногрупповое диффузионное приближение.
- •Бесконечная однородная среда.
- •Конечная однородная среда.
- •При взаимодействии со средой быстрые нейтроны замедляются с переходят в следующую условную энергетическую область промежуточных нейтронов. Замедляющиеся нейтроны описываются спектром Ферми
- •3. Энергетическое распределение тепловых нейтронов описывается спектром Максвелла.
- •Часть 5. Теория решетки
- •5.1. Коэффициенты формулы четырех сомножителей для гомо- и гетерогенного ядерного реактора. Физические особенности гомо- и гетерогенных ядерных реакторов
- •Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.2 Вероятность избежать резонансного поглощения
- •5.3.3 Коэффициент использования тепловых нейтронов
- •5.3.4 Число вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом нейтрон
- •5.4. Расчет активной зоны ядерного реактора
- •5.4.1 Расчет ячейки
- •5.4.2 Расчет ячейки твс в приближении ячейки твэЛа
- •Расчет ядерных концентраций элементов активной зоны.
- •Вычисление макроскопических нейтронных сечений
- •Оценка температуры нейтронного газа
- •Верхняя граница тепловой группы
- •Усреднение сечений в тепловой области
- •Учет распределения потоков тепловых нейтронов в гетерогенных ячейках
- •Константы для нейтронов надтепловой области
- •Коэффициент размножения бесконечной среды
- •Вычисление среднего числа вторичных быстрых нейтронов, рождающихся в результате захвата одного нейтрона в u235 -
- •Вычисление коэффициента, учитывающего добавочное умножение количества быстрых нейтронов в результате деления ядер u238 под действием быстрых нейтронов ε.
- •Вычисление вероятности избежать резонансного поглощения нейтронов в процессе замедления φ
- •Вычисление коэффициента использования тепловых нейтронов θ.
- •Коэффициент размножения в среде конечных размеров.
- •Реактор с отражателями
- •Определение размеров активной зоны
- •Подбор оптимального шага решетки твэЛов.
- •5.6 Программы применяемые при проектировании аэс
- •5.6.1 Нейтронно-физические программы
- •5.6.2 Теплогидравлические программы
- •5.6.3 Программы связанного нейтронно-теплогидравлического расчета
- •5.6.4 Полномасштабные моделирующие комплексы
- •Часть 6. Эффекты реактивности
- •6.1. Температурные эффекты в реакторах
- •10.1 Температурные эффекты в гомогенном реакторе
- •Зависимость от температуры
- •10.2 Температурные эффекты в гетерогенном реакторе
- •Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •6.2. Мощностной эффект реактивности. Эффект Доплера
- •6.3. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности
- •6.1.1. Основные понятия
- •6.1.2. Ядерный температурный эффект реактивности
- •Плотностной температурный эффект реактивности
- •6.4. Барометрический и паровой эффект реактивности
- •Часть 7. Кинетика ядерного реактора
- •7.1. Кинетика ядерных реакторов и ее задачи.
- •7.2. Элементарное уравнение кинетики (без учета запаздывающих нейтронов). Период реактора. Запаздывающие нейтроны
- •7.3. Решение уравнений точечной кинетики с учетом запаздывающих нейтронов
- •7.4. Получение уравнений кинетики.
- •7.5. Уравнение Нордхейма (обратных часов) и его решение
- •7.6. Кинетика точечного реактора при линейном изменении реактивности
- •7.7. Особенности кинетики холодного реактора с источником. Пуск реактора
- •7.8. Определение реактивности и периода ядерного реактора на основе обращенного решения уравнений кинетики.
- •7.10. Изменения мощности реактора при небольшом возмущении реактивности с учетом запаздывающих нейтронов.
- •7.11. Кинетика мгновенно-критического (мгновенно-надкритического) ядерного реактора
- •7.12. Останов реактора. Температура повторной критичности.
- •7.13. Тепловые эффекты в реакторах.
- •Часть 8. Изменение нуклидного состава топлива
- •8.2. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
- •8.3. Отравление ядерного реактора ксеноном-135
- •8.3.1. Стационарное отравление ксеноном
- •8.3.2. Нестационарное отравление ксеноном
- •8.4.1. Шлакование топлива. Стационарное отравление самарием
- •8.4.2. Нестационарное отравление самарием
- •Часть 9. Регулирование ядерных реакторов
- •9.1. Общие подходы к управлению цепной реакцией деления в ядерном реакторе
- •9.2. Органы регулирования ядерных реакторов, их положение и эффективность
- •9.3. Борное регулирование
- •9.4. Выгорающие поглотители и их размещение
- •9.5. Нейтронно-физические измерения. Общая методика определения критической загрузки по кривым обратного счета
- •9.6. Методы градуировки органов регулирования системы управления и защит (ор суз) реактора, краткий обзор и их характеристика
- •9.7. Общая методика построения интегральной и дифференциальной характеристик поглощающего стержня
- •9.8. Общая методика определения мощностного и температурного эффектов и коэффициентов реактивности
- •9.9. Общая методика определения отравления реактора ксеноном
- •9.10. Аварийные режимы работы ядерных реакторов
- •Часть 10. Нейтронно-физические особенности реакторов
- •10.1. Нейтронно-физические особенности водо-водяных энергетических реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов ввэр
- •10.2. Нейтронно-физические особенности канальных графитовых реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов рбмк
- •10.3. Нейтронно-физические особенности тяжеловодных реакторов
- •10.4. Нейтронно-физические особенности кипящих реакторов
- •10.5. Нейтронно-физические особенности газо-графитовых реакторов
- •10.6. Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтронах
- •10.7. Особенности эксплуатации ядерных реакторов на мокс-топливе
2.1.3 Теплоносители
Реакторный теплоноситель - это жидкое или газообразное вещество (или кипящая жидкость), предназначенное для отвода генерируемого в реакторе тепла с целью его дальнейшего использования.
Поскольку непрерывно циркулирующий через активную зону ЭЯР теплоноситель является неотъемлемой её частью, к нему предъявляются те же нейтронно-физические требования, что и к замедлителю.
Требования, предъявляемые к ТН можно разделить на 4 группы: ядерно-физические, теплофизические, физико-химические, эксплуатационные.
1. С точки зрения ядерно-физических требований теплоноситель должен обладать:
малым сечением захвата нейтронов;
малым сечением рассеяния нейтронов (для реакторов БН);
хорошей замедляющей способностью и коэффициентом замедления (для реакторов на тепловых нейтронах);
высокой радиационной стойкостью;
малой способностью к активации.
2. Теплофизические требования:
высокая теплоемкость и теплопроводность;
низкая вязкость;
высокий коэффициент теплоотдачи;
малые энергетические затраты на прокачку теплоносителя.
3. Физико-химические требования:
коррозионно инертное отношение к материалам, используемым в 1-м контуре;
химически инертен по отношению к окружающей среде и остальным материалам;
химически стоек в больших температурных и радиационных полях.
4. Эксплуатационные требования:
высокий уровень отвода тепла из реактора;
низкое давление теплоносителя;
пожаробезопасность;
нетоксичность;
отсутствие в контуре дополнительных усложняющих устройств (например, ВВЭР – компенсатор давления);
распространенность, доступность, дешевизна.
Вода. 1. Обладает сравнительно хорошими ядерно-физическими свойствами, относительно большим сечением рассеяния, приемлемым сечением поглощения (п).
Основным недостатком воды как теплоносителя является то, что под действием облучения происходит ее радиолиз. При радиолизе выделяется кислород и водород по схеме
В результате, если не принять меры, может образоваться гремучая смесь. Вода в реакторе активируется незначительно. Основная активность воды образуется за счет ядерных реакций на кислороде.
Таким образом, видно, что в теплоносителе (воде) 1-го контура, даже если в него не попадают осколки деления, скапливаются радиоактивные вещества, в том числе и газы. Это требует создания дополнительных устройств химводоочистки и постоянного контроля качества теплоносителя.
2. Вода обладает большой теплоемкостью (Ср), низкой теплопроводностью, относительно малой вязкостью.
Коэффициент теплоотдачи существенно возрастает с ростом скорости, потому приемлемого значения можно достичь при умеренных скоростях, что приводит к приемлемым затратам энергии на прокачку теплоносителя.
3. При температурах выше 3000С и повышенных давлениях происходит интенсификация коррозионных процессов, хотя и при обычной температуре вода коррозионно активна. Это одни из основных недостатков воды как теплоносителя, поэтому в 1-м контуре используются дорогостоящие нержавеющие стали. Химически вода инертна, термически стойкая.
4. Один из самых серьезных недостатков – высокое давление насыщенных паров. С ростом температуры давление насыщенного пара резко возрастает. Поэтому в 1-м контуре необходимо поддерживать высокое давление при достаточно низком температурном уровне отвода тепла из реактора.
Вода не токсична, пожаробезопасна, доступна, ее свойства хорошо изучены, дешева.
Тяжелая вода отличается от обычной воды только ядерно-физическими свойствами. Во всем остальном свойства этих двух материалов абсолютно одинаковы.
Органические теплоносители (дифинил С12Н10, трифинил С12Н14 и др.).
1. Поскольку эти вещества содержат водород, то, с точки зрения ядерно-физических свойств, они - хорошие замедлители, однако сечение поглощения у них выше, чем у воды.
Активируются в реакторе слабо.
В условиях высоких температур (более 4500С) и в условиях ионизирующего излучения органические теплоносители полимеризуются.
2. В целом теплофизические свойства хуже, чем у воды, а вязкость выше (), в результате коэффициент теплоотдачи () ниже, а затраты на прокачку высокие.
3. Коррозионно инертны по отношению к конструкционным материалам, химически инертны.
4. Имеют сравнительно высокую температуру кипения при умеренных давлениях, что позволяет получать пар средних параметров с заметным перегревом. Пожаробезопасны. Из-за процессов полимеризации требуется дополнительное устройства для их очистки.
Жидкометаллические теплоносители.
Основные виды жидкометаллических теплоносителей: ртуть Hg), литий (Li), калий (К), натрий (Na), натрий-калий (Na-K), свинец (Pb), висмут (Bi), свинец-висмут (Pb-Bi).
Наибольшее распространение как теплоноситель энергетических быстрых реакторов получил натрий. Все жидкие металлы имеют простую атомную структуру, стабильны в условиях нагрева и излучения, имеют малую замедляющую способность и достаточно малую величину сечения поглощения (а).
Один из недостатков – натрий активизируется.
2. Теплопроводность очень высока, коэффициент теплоотдачи () тоже, что компенсирует малую Ср. Затраты на прокачку приемлемы.
3. Так же один из недостатков – высокая химическая активность по отношению к окружающей среде. Коррозионно не активны, но у натрия есть избирательная способность к переносу массы.
4. Преимущество - высокая температура кипения при низком давлении насыщенных паров, поэтому нет верхней границы по нагреву теплоносителя. Максимальные температуры жидкометаллического теплоносителя ограничены предельными температурами конструкционных материалов.
Кроме того, натрий является пожароопасным материалом. Многие виды теплоносителей (Hg, Bi и т.д.) являются токсичными tпл(Na)=980C, поэтому требуется разогрев его перед пуском. Натрий довольно распространен и сравнительно дешев.
Газообразные теплоносители (СО2, Н2, N2, He и воздух).
1.Малые сечения захвата (а), небольшая активация (за исключением N2 и воздуха, которые активируются в реакторном излучении), хорошая радиационная стойкость.
2. Теплофизические свойства плохие.
Малы Ср, , . Высокие затраты на прокачку.
3. Газы коррозионно инертны по отношению к окружающей среде и рабочему телу, кроме водорода, который может образовывать с кислородом “гремучую смесь”.
Термически стойки.
4. Уровень отвода тепла из реактора может быть очень высоким при низких и умеренных давлениях.
Газы пожаробезопасны (кроме Н2), нетоксичны, достаточно дешевы (кроме Не).
Наибольшее распространение получили СО2 и Не. Однако СО2 не используется в высокотемпературных реакторах. Предел температур определяется следующими причинами:
СО2 восстанавливается до СО при контакте с графитом;
повышается окисление углеродистых сталей при t 6500C.
Наиболее перспективным теплоносителем для высокотемпературных газовых реакторов (ВТГР) является Не.
Таблица 2.2.
Теплофизические свойства ТН
Элемент i |
Плот-ность i, г/см3 |
Молярная масса Аri, а.е.м |
Темпе-ратура плавления Тпл, °C
|
Температура кипения Ткип, °C
|
Теплота плавления кДж/моль |
Теплота испарения кДж/моль |
Молярная теплоемкость Дж/К*моль |
Теплопроводность
Вт/м*К |
O |
143 10-5 |
15,995 |
-218,35 |
-182,96 |
0,444 |
3,41 |
29,4 |
0,027 |
He |
17,8510-5 |
4,003 |
-271 (при 3,76 МПа) |
-268,8 |
- |
0,08 |
20,79 |
0,152 |
H2O |
0,997 |
18,011 |
0 |
100 |
- |
- |
75,37 |
0,56 |
D2O |
1,1 |
20,023 |
3,81 |
101,43 |
5,301 |
45,4 |
84,3 |
|
N |
0,808 |
14 |
-209,86 |
-165,75 |
0,72 |
5,57 |
29,125 |
0,026 |
Pb |
11,34 |
207.2 |
327,46 |
1749 |
4,77 |
177,8 |
26,65 |
35,3 |
Bi |
9,79 |
208,9 |
271,44 |
1291 |
11,3 |
172 |
26 |
7,9 |
Pb-Bi |
|
|
396,6 |
1943 |
- |
- |
147 |
12,7 |
Na |
0,971 |
22,9 |
98 |
883 |
2,64 |
97,9 |
28,23 |
142 |
K |
0,856 |
39,1 |
64 |
760 |
2,33 |
76,9 |
29,6 |
79 |
Na-K |
0,89 |
|
19 |
825 |
- |
- |
1040 |
25,8 |
Hg |
13,55 |
200,59 |
-38,83 |
356,73 |
2,295 |
58,5 |
27,98 |
8,3 |
Ar |
178,410-5 |
39,948 |
-189,35 |
-185,85 |
7,05 |
6,45 |
20,79 |
0,0164 |
CO2 |
468 10-5 |
44 |
- |
- |
- |
- |
- |
0,0233 |
