6.3.Некоторые нейтронно-физические особенности реакторов бн.

ТИПИЧНЫЕ КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛОВ, ТВС И АКТИВНЫХ ЗОН

1. Поскольку продукты деления (Xe,Sm, J и т.д.) имеют малые сечения поглощения в быстром спектре, то нет проблемы "йодной ямы", как в реакторах на тепловых нейтронах, а соответственно проблемы с пуском реактора после кратковременной остановки.

Из-за компактности активной зоны и отсутствия материалов, сильно поглощающих быстрые нейтроны, есть проблемы с выполнением

размещением органов регулирования и компенсации реактивности. Исполь­зуют карбид бора, имеющего резонансное поглощение, окись европия, у которого резонанс в ~2 раза больше, тантал и т.п.

1. Выгорание исходного топлива может быть скомпенсировано нако­плением вторичного, если состав топлива выбран так, что в активной зоне KB I. Чтобы темп накопления вторичного горючего был высоким, необходима большая, чем в реакторах на тепловых нейтронах, глубина выгорания, меньшая длительность кампаний между перегрузками и более высокие требования на конструкцию твэлов.

2. Так как натрий в реакторах БН является поглотителем (пусть слабым) нейтронов, то существует проблема положительного натриевого пустотного эффекта реактивности. Он может реализоваться, если по какой-либо причине натрий упущен из активной зоны или закипел. Борьба с ним ведется. Один из ее способов - уплощение активных зон (H/D~0.7-0.4). Такое соотношение между высотой и диаметром активной зоны увеличивает утечку через ее торцы, если в активной зоне оказа­лись пустоты. Чем больше мощность, тем меньше должно быть это соот­ношение. Тогда при увеличении единичной мощности энергоблока могут возникнуть пространственные эффекты типа описанных в предыдущей главе для реакторов РБМК.

Поскольку в реакторах БН спектр нейтронов жесткий, то конструк­ции активной зоны можно выполнять из нержавеющей стали.

Обычно твэлы- прутковые в стальной оболочке, топливо UO₂ или PuO₂+UO₂ ,обогащение 20%, диаметр 6-7мм. ТВС - шестигранники с размером "под ключ" ~10см. В каждую ТВС устанавливают ~120-160 твэлов. Экранные ТВС примерно такой же конструкции, только диаметр твэлов ~12-15мм, т.к. в них содержится обедненная UO₂ и тепловыделение меньше. Соответст­венно твэлов в ТВС меньше (~40). Для выравнивания поля энерговыделения в реакторах типа БН обычно предусмотрено несколько (две, три) зон обогащения топлива. Глубина выгорания топлива ~10%, достижимые КВ ~1.4-1.5 при плутониевой загрузке.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В этой главе приведены минимальные сведения, позволяющие только примерно представить себе, для чего необходимо строить реакторы БН и каким должен быть их облик. Разумеется здесь не нашли отражения новые концепции реакторов БН, так же как, например, в четвертую главу не вошли новые концепции корпусных водо-водяных реакторов.

Новые концепции, по мнению автора, должны войти в новое пособие которое будет написано необязательно им.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ С КОММЕНТАРИЕМ

В пособии намеренно не сделано ни одной ссылки на литературу, список которой приведен ниже. Все приведенные источники в той или иной степени были использованы при подготовке пособия и оно было бы испещрено ссылками на них, что, по мнению автора, затруднило бы чтение пособия и никак не отразилось бы на уже давно установившихся приоритетных отношениях авторов использованных изданий. Почти все они содержат достаточно много фактических данных по конструкциям ре­акторов, описанных здесь, и могут быть использованы читателями для выяснения подробностей.

1. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов - М.: Энергоатомиздат, 1984.

2. Конструирование ядерных реакторов: Учебное пособие для вузов/И.Я.Емельянов, В.И.Михан,В.И.Солонин //Под общ. ред. акад.

Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоатомиздат, 1982.

3. Будов В.Н., Ферафонов В.А. Конструирование основного обору­дования АЭС: Учебное пособие для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 1985.

4. Экономичность и безопасность атомных электростанций (реакторы ВВЭР): Учебное пособие /Г.Аккерман, Э.Адам , Л.П.Кабанов

и др. //Под ред. Т.Х. Маргуловой. - М.: Высшая школа, 1984.

5. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. - М.:Энергоатомиздат, 1986.

6. Справочник по ядерной энерготехнологии. Пер с англ./Ф. Ран и др. //Под ред. В.А.Легасова. - М.: Энергоатомиздат, 1989.

7. Стырикович М.А., Шпильрайн Э.Э. Энергетика. Проблемы и перспективы.-М.:Энергия.1981.

8. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концепту­альных разработок)/В.М.Новиков, И.С.Слесарев, П.Н.Алексеев и др. -

М.:Энергоатомиздат, 1993.

Содержание

Введение 3

Глава I. Ядерный топливный цикл. Элементарные нейтронно-ядерные

процессы в ядерных реакторах 4

3. Ядерный топливный цикл 4

4. Деление и энергия деления 9

5. Осколки деления, мгновенные и запаздывающие нейтроны. Радиоактивность, возникающая при делении 14

Глава 2. Способы преобразования энергии деления в полезную работу 21

1. Коэффициент полезного действия 21

2. Преобразование теплоты в электроэнергию через механическую работу 22

3. Прямое проебразованиетепла в электричество 23

4. Другие способы превращения энергии деления в полезную работу 32

Глава 3. Материалы для ядерных реакторов. Классификация ядерных

реакторов 37

1. Типовая конструкция твэлов 37

2. Топливо 39

3. Конструкционные материалы 41

4. Теплоносители 44

5. Замедлители 47

6. Поглотители 48

7. Классификация ядерных реакторов 53

Глава 4. Водо-водяные реакторы 55

1. Водо-водяные реакторы с водой поддавлением 55

2. Кипящие водо-водяные реакторы 66

3. Реакторы для атомных станций теплоснабжения 70

Глава 5. Водографитовые реакторы 73

1. Первая в мире АЭС (установка AM). 74

5.1 Реакторы АМБ-100, АМБ-200 (I очередь Белоярской АЭС) 76

3. Реакторы БилибинскойАТЭЦ 79

4. Реакторы РБМК 79

5. Проект реактора РБМКП-2400 84

Элементарное рассмотрение устойчивости ВГР к возмущениям ..85