книги из ГПНТБ / Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие
.pdfвследствие очень медленного выгорания не может компен сировать выгорание ядерного горючего и накопление шла ков. Поэтому в это время происходит уменьшение эффек тивного коэффициента размножения реактора.
По мере выгорания поглотителя уменьшается эффект самоэкранирования (растет е ) , и скорость выгора ния поглотителя возрастает. Поэтому с некоторого момен та кампании реактивность реактора начинает возрастать, и кривая K9(ptp-j!(t) поднимается. После выгорания боль
шей части поглотителя реактивность быстро падает, так как выгорание поглотителя узе не мояет компенсировать падение реактивности от выгорания ядерного горючего и накопления шлаков. Этому периоду кампании соответству ет ниспадающая часть кривой (рис. 8 ).
Величина 8Вг является мерой необходимого коли чества компенсирующих стержней. Малые выбеги реактив
ности ( Sо |
и S, |
на рис. 8) могут быть получены |
°1 |
ö2 |
|
при использовании комбинации выгорающих поглотителей с различными степенями самоэкранирования [2 ]. Это видно из сравнения кривых на рис. 7 и 8 . Если большая часть выгорающего поглотителя сильно экранирована, то можно добиться такого положения, что приращение реактивности слабо экранированного поглотителя (см. рис.7) будет совпадать с начальным уменьшением реактивности, пока занным на рис. 8. Можно также подобрать такое размеще ние поглотителя в блоках в реакторе, чтобы крутой спад реактивности (см. рис. 7) слабо экранированного погло тителя совпал с максимумом положительной реактивности сильно экранированного поглотителя (см. рис. 8 ).
В последнее время в качестве выгорающих поглотите лей начинают широко использоваться так называемые "об горающие поглотители [4 ,1 ] . В качестве обгорающих по-
40
глотителѳй применятся внгоравднѳ поглотители с очень большим сечением поглощения нейтронов в виде цилиндри ческих стержней, которые при работе реактора как бы "обгорают" с поверхности блока, благодаря чему их эф фективная толщина, характеризуемая так называем*! опти ческой толщиной поглотителя JT с/ (где d - диаметр стержня), уменьшается. При использовании обгорающего поглотителя нейтронов можно получить практически пол ное выгорание поглотителя к концу кампании, ншммальный разбаланс реактивности в процессе камиахин и суще ственное выравнивание поля тепловыделения в реакторе. Указанные результаты получатся при правильном сочета нии обгорающего поглотителя с гомогенно размещенным по глотителем (обычно бором).
Из относительно большого числа материалов, имеющих очень больное сечение поглощения, в качестве материа лов для обгорающих поглотителей нейтронов обычно ис пользуют только кадмий и гадолиний. Это объясняется тем, что, по данным расчетов и экспериментов, остаточ
ное отравление после выгорания исходных поглощающих изо топов у этих элементов невелико и не оказывает сущест венного влияния на загрузку урана и продолжительность кампании. На практике кадмий и гадолиний используются в виде окисей. Так, в реактор? ЛВБ-1,5 транспортабель ной АЭС в качестве обгорающих поглотителей использова лись окиси кадмия и гадолиния, размещенные в стержнях диаметром 10,4 мм при длине 480 мм. Оптическая толщина поглотителя для окиси гадолиния составляла 105 и для кадмия - 4,7 [ I ] .
При комбинированном использовании вигеравщих погло тителей нейтронов появляется возможность регулирования величины полного температурит* эффекта реактивности.
41
Введение ъ A 3 вместо блокированного поглотителя эквивалентного по компенсирующей способности количест ва квазигомогенного бора заметно уменьшает температурннй эффект реактивности. Введение блокированного погло тителя, наоборот, увеличивает этот эффект. При этом из менение температурного эффекта не занисит от рода при меняемого поглотителя, оно определяется только величи ной компенсируемой им избыточной реактивности. Экспери
менты с. реактором ЛБВ - 1 , 5 показали, что |
гадолиниевые |
( / = 0,38 г/см3) и кадмиевые ( / = 0 ,6 5 |
г/см2) стерж |
ни одного и того же диаметра являются черными для теп ловых и эпитепловых нейтронов и их эффективность была примерно одинаковой [ I ] .
Расчет поглощающих стержней обычно производится в двухгрупповом приближении с использованием метода эф фективных граничных условий. Практика проектирования показывает, что такой расчет обеспечивает вполне удов летворительное совпадение его результатов с эксперимен том (погрешность в пределах І0 £ )[4].
Расчет реактора с выгорающими поглотителями в сво ей основе мало отличается от расчета реактора без по глотителя и может быть выполнен в следующей последова тельности. Для реактора данной конструкции выбирается выгорающий поглотитель (поглотители), оценивается его загрузка и принимается тот или иной способ его разме щения в активной зоне реактора, затем принимается за грузка ядерного горючего и производится серия последо вательных физико-нейтронных расчетов реактора на раз личные моменты кампании. При применении выгорающих по глотителей нейтронов в стержнях расчеты необходимо вы полнять с использованием по крайней мере двухгруппово го приближения. По результатам этих расчетов строится
42
кривая кэ<рф~¥^ • Если полученная кривая не будет удовлетворять предъявленным к реакторам требованиям
( кэахр^ 1 ПРИ £ “ 0» велика начальная нагрузка горю чего, велики выбеги реактивности Se и 4 ё в ) , то расчет повторяется для новой загрузки поглотителя и но вого способа его размещения в активной зоне реактора. Заведомо можно утверждать, что для получения желаемого результата необходимо рассчитать большое число вариан тов загрузки поглотителя и его размещения в реакторе. Поэтому расчеты целесообразно производить с использова нием цифровых электронных вычислительных мамин.
Л и т е р а т у р а к § б
1 . Е.И. И н ю т и н и др. Исследование физических хвграктеристик водо-водяного реактора с обго рающими поглотителями. В сб .: "Вопросы фи зики ядерных реакторов", "Труды Ф ЭГ,вып.І, 1967.
2 . А. Р а д к о в с к и й . Теория и применение выгора ющих поглотителей нейтронов. В сб .: 'Физи ка ядерных реакторов", Атомиздат, 1958.3
3. Г.И. Т о ш и н с к и й , А.Г. К а л а ш н и к о в . Метода расчета выгорания поглотителей в ре акторах. В сб.:"Теория и методы расчета ядерных реакторов", Госатоинздат, 1962.
В.В. О р л о в и др. Физика малогабаритных водо-во дяных реакторов транспортабельных атомных электростанций. В сб. : "Воапросы физики ядерных реакторов", "Труды §ЭИ", вып. I ,
Глава 2. ТЕПЛОТШШСШ НАДЕЖНОСТЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
§ 7 . Теплотехническая надежность ядерного реактора. Факторы, ограничивающие
мощность реактора
Общая надежность ядерного реактора, как и надежность другого энергетического оборудования, характеризуется его безотказностью, долговечностью и ремонтопригодно стью. Часто под надежностью энергетического оборудования понимают только его безотказность. Роль безотказности как вахнѳйией части общей надежности особенно велика для транспортных ядерных реакторов, что объясняется их особой ролью и местом в составе транспортной установки.
Под безотказностью ядерного реактора понимается его свойство непрерывно сохранять работоспособность на оп ределенных режимах и в определенных условиях эксплуата ции.
Исходя из особой роли безотказности транспортного реактора в составе его общей надежности (надежности в широком смысле слова), рассмотрим прежде всего это свой ство.
До последнего времени оценка теплотехнической на дежности энергетических реакторов осуществлялась в про цессе выполнения их теплового и гидродинамического рас четов путем расчета температур элементов активной зоны
реактора, Нвіінйг Л&жовых потоков и д р у ги парамет ров, характеримущих теплонапрягенность реактора, с последующи* их сравнением с предельно допустимыми эначеняикм параметров. Это объяснялось тем, что безоткаэ-
мммм работы энергетического реактора в значительной степени определяется качеством системы отвода тепла от реактора. Без правильно организованной и достаточно точно рассчитанной теплопередачи нельзя создать работо способна реактор.
В энергетическом реакторе делящийся материал раз мещается в тепловвделящих элементах (ТВЭЛ). Тепловы деляющие элементы обычно собирался в пакеты (сборки, кассеты), которые помещался в рабочие каналы (трубы) той или иной формы (технологические каналы). Внутри сборки мекду тепловыделяющими элеиентани движется теп лоноситель.
При захвате нейтронов атомными ядрами делящегося вещества происходит деление ядер, сопровождающееся вы делением энергии. Кинетическая энергия осколков деле ния и энергия уЗ* распада выделяются в ядерном горю чей, вызывая повышение его температуря. Энергия нейтро нов деления может выделяться в виде тепла как в замед лителе, так и в охладителе (теплоносителе). Энергия, выделяющаяся в реакторе в виде ff - излучения, пе реходит в тепловую энергию в материалах активной зоны реактора, в его корпусе и в биологической защите.
Источники тепловыделения в реакторе распределены по объему ядерного горючего и замедлителя. Тепло, ви делящееся в элементарном объеме горючего или замедли теля, передается к поверхности охлаждения путем тепло проводности через толщу горючего, замедлитель и все промежуточные оболочки и слои, находящиеся между горю-
ш и теплоносителем. Тепловом поток в горвчбн Си** замедлителе) изменяется по его толщине, увеличиваясь по мере приближения к поверхности охлаждения.
Количество тепла, которое выделяется в ядерном го рючем, пропорционально числу делений атомных ядер го рючего в единице его объема. Последнее пропорционально потоку нейтронов. Принципиально в реакторе может быть получен очень большой поток нейтронов. Следовательно, может быть получена и соответственно очень больвая теп ловая мощность реактора. В действительности же тепло вая мощность, которая может быть получена в реакторе той или иной конструкции, строго ограничена.
Рассмотрим, чем же ограничивается тепловая мощности реактора.
С увеличением тепловой мощности реактора возраста ют тепловые потоки, растут температуры внутри тепловы деляющего элемента и в толщине замедлителя. Для каждо го элемента реактора предельная рабочая температура оп ределяется свойствами материала, из которого изготовлен этот элемент.
Так как тепло выделяется по |
всему объему горючего |
и по всему объему замедлителя, |
то максимальная темпера |
тура будет в центральной части горючего или замедлите ля. По направлению потока тепла температура теплоноси теля уменьиается. Минимальную температуру будет иметь охладитель.
Величина температуры оболочек и различных прослоек между блоком горючего и оболочкой определяется конкрет ными условиями теплопередачи. Несмотря на то что тем пература всех частей ТВЭЛ будет ниже температуры в цен тральной чести блока ядерного горючего, в некоторых •лдоьях именно температура этж частей ТВЭЛ будет олре-
Н
делять величины допустимых тепловых потоков, а следо вательно, и мощность реактора. Величина теплового пото ка ограничивается также и свойствами теплоносителя.Рас смотрим поэтому более подробно некоторые и8 факторов, ограничивающих величину теплового потока.
Величина теплового потока от ТВЭЛ к охладителю оп ределяется прежде всего разностью температур между цен тральной частью блока горючего и охладителем. Для уве личения теплового потока эту разность желательно иметь наибольвей. В то же время для повыпения термического к .п .д . цикла энергетической установки нужно иметь вы
сокую температуру первичного теплоносителя. Следователь но, при проектировании ядерного реактора нужно стремить ся к получению возможно более высокой температуры в центральной части блока горючего. Однако свойства мате риалов, из которых изготовляются блоки горючего, не по зволяют иметь их температуру выие определенных значений. Таким образом, первым фактором, ограничивающим тепло вую мощность реактора, является предельно допустимая температура ядерного горючего.
Блоки ядерного горючего имеют соответствующие за щитимо оболочки. Свойства материалов, из которых изго товляются защитные оболочки ТВЭЛ, также ограничивают величину теплового потока и тепловую мощность реактора.
Тепловые потоки в тепловыделяющих элементах опреде ляются также величиной температуры теплоносителя в ра бочем канале реактора и величиной его объемного паросо-- держания. Так в реакторах, охлаждаемых водой под давле нием., обычно не допускается объемное кипение теплоноси теля в каналах. В этом случае температура теплоносите ля на выходе из канала должна быть ниже температуры на сыщения, соответствующей давлению теплоносителя в реак
торе. В реакторах кипящего тш а отвод тепла от тепло выделяющих элементов осуществляется кипящим водяным теплоносителем. Основной особенностью этих реакторов является наличие пара в активной зоне реактора. Опыта ми было установлено, что среднее по активной зоне объ» емное паросодѳрхание в этих реакторах не должно превы шать 20%, так как при больших паросодерханиях наступа ет сильная пульсация мощности.
Тепловые нагрузки в тепловыделяющем элементе могут ограничиваться величинами удельных тепловых нагрузок поверхности теплообыена. Так, в случае охлаждения ре актора водой максимальная тепловая нагрузки поверхно сти охлаждения ТВЭЛ не должна превышать критическую тепловую нагрузку. Под критической тепловой нагрузкой понимается такая нагрузка, при которой происходит пе реход пузырькового поверхностного кипения воды в пле ночное. Переход к пленочному кипению сопровождается резким ухуднениѳм теплоотдачи, что вызывает перегрев и разрушение тепловыделяющих элементов.
Тепловая мощность реакторов с твердым замедлителем нейтронов и газовым теплоносителем может ограничивать ся температурами твердого замедлителя нейтронов.
Таким образом, тепловая нагрузка энергетического реактора ограничивается целым рядом факторов, главнеймижи из которых являются:
-допустимая температура ядерного горючего ;
-допустимая температура оболочек ТВЭЛ;
-температура теплоносителя на выходе из рабочих каналов;
-среднее объемное паросодержаніе в активной зоне ядерного реактора;
-допустимые тепловые нагрузки поверхности охлажде ния ТВЭЛ;
48
- допустимые температуры твердого замедлителя ней тронов .
В зависимости от типа ядерного реактора значение этих факторов будет различным. Так, для водо-водяных реакторов определят*** обычно является соотнонение дей ствительной и критической тепловых нагрузок, для реакто ров с газовым охлаждением - температуры ядерного горю чего и оболочек ТВЭЛ и т .д .
§8. Определение температур ядерного горючего
■оболочки тепловыделяюмих элементов
При определении температур материалов активной зо ны на стадия предэскизиого проектирования часто исполь зуется модель "голого" однородного реактора.
Рассмотрим процесс теплопередачи от ядерного горю чего к теплоносителю в рабочих каналах такого ядерного реактора. Рассмотрение будем вести применятельио к иилиндрическому реактору, активная зона которого со всей сторон окрухана отрахателями нейтроном. Нутом добавле ния к размерам активной зоны соответствующих величин эффективных добавок ^ и $ реактор с отражателями нейтронов сводим к реактору без отражателей нейтронов, как это показано на рис. 9 . Рабочие каналы, как обычно, будем располагать параллельно вертикальной оси реакто ра ^ .
Будем предполагать, что распределение плотности теп ловыделения по объему реактора следует за распределени ем составляющей потока нейтронов R С г) • Тогда для рассматриваемого реактора изменение плотности тепловы
деления по высоте будет изменяться |
по закону косинуса, |
т .е . |
|
9 |
99 |