Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 172_Моделирование физических процессов в энергетических ядерных реакторах на быстрых нейтронах
.pdf
Победитель
общероссийского Конкурса рукописей
учебной и учебно-справочной литературы
по атомной энергетике 20 г.11
Книга издана
при финансовой поддержке
Государственной корпорации
по атомной энергии "Росатом"
3
А.М. Кузьмин, А.Н. Шмелев, В.А. Апсэ
Моделирование физических процессов
в энергетических ядерных реакторах
на быстрых нейтронах
Допущено Учебно-методическим объединением вузов
направления подготовки 140300 «Ядерная физика и технологии»
в качестве учебного пособия
для студентов высших учебных заведений,
обучающихся по направлению «Ядерная физика и технологии»
Москва Издательский дом МЭИ 2013
4
УДК 621.384.039.57.001.57 (075.8)
ББК 31.49я73
К 893
Рецензенты:
доктор техн. наук, проф. Л.В. Точеный (МГТУ им. Н.Э. Баумана);
доктор техн. наук, ведущий научный сотрудник В.Ф. Цибульский (НИЦ
«Курчатовский институт»)
Кузьмин А.М.
К 893 Моделирование физических процессов в энергетических
ядерных реакторах на быстрых нейтронах: учебное пособие
для вузов / А.М. Кузьмин, А.Н. Шмелев, В.А. Апсэ. — М.:
Издательский дом МЭИ, 2013. — 128 с.; ил.
ISBN 978-5-383-00733-4
В учебном пособии излагаются необходимые технические сведения,
приводится расчетная модель быстрого реактора, обеспечивающая
оценку основных характеристик реактора с достаточной точностью, фор-
мулируются и описываются способы решения конкретных задач на раз-
ных стадиях проектирования. В их число входят задачи, связанные с
выбором параметров активной зоны с учетом ограничений по показате-
лям безопасности, с улучшением технико-экономических характеристик
за счет, например, выравнивания поля тепловыделения и повышения
выгорания топлива.
Предназначено для студентов старших курсов, специализирующихся
по направлениям «Ядерные реакторы и энергетические установки»,
«Ядерные реакторы и материалы», а также для бакалавров по направле-
нию «Физика ядерно-энергетических установок».
УДК 621.384.039.57.001.57 (075.8)
ББК 31.49я73
© Кузьмин А.М., Шмелев А.Н., Апсэ В.А., 2013
ISBN 978-5-383-00733-4 © ЗАО «Издательский дом МЭИ», 2013
5
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6
Введение . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8
Глава 1. Обзор существующих и проектируемых быстрых реакторов . . . . . . . . 11
1.1. Особенности конструкции быстрых реакторов с натриевым
теплоносителем . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
1.2. Особенности конструкции быстрых реакторов с тяжелым
свинцовым (свинцово-висмутовым) теплоносителем. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13
1.3. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки
быстрых реакторов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
Контрольные вопросы и задания . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
Глава 2. Основные допущения и особенности нейтронно-физического
расчета быстрых реакторов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23
2.1. Многогрупповые сечения ядерных реакций . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24
2.2. Асимптотические потоки и ценности нейтронов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26
2.3. Формулировка и общая схема решения задач выгорания топлива . . . . . . . 29
2.4. Моделирование выгорания топлива с учетом перегрузок . . . . . . . . . . . . . . 33
2.5. Уравнения кинетики нейтронного поля в точечном приближении . . . . . . . 38
Контрольные вопросы и задания . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44
Глава 3. Расчетная модель быстрого реактора . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
3.1. Объемные доли материалов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
3.2. Синтез двумерных распределений нейтронов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48
3.3. Численный метод расчета нейтронных потоков . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57
3.4. Алгоритмы решения уравнений выгорания топлива . . . . . . . . . . . . . . . . . . 62
3.5. Коэффициенты чувствительности и эффективные параметры
нейтронной кинетики . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66
3.6. Органы регулирования и эффекты реактивности . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69
3.7. Подогрев теплоносителя и максимальные температуры
материалов реактора . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74
Контрольные вопросы и задания . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83
Глава 4. Рекомендации для расчетных исследований . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 84
4.1. Основные этапы и цель проектирования . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 84
4.2. Выбор основных параметров активной зоны . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 86
4.3. Улучшение технико-экономических показателей . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 94
4.4. Тепловая схема и коэффициент полезного действия АЭС. . . . . . . . . . . . . . 99
Контрольные вопросы и задания . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 101
Глава 5. Исследование аварийных и переходных процессов . . . . . . . . . . . . . . . 103
5.1. Математическая модель нестационарных процессов . . . . . . . . . . . . . . . . . 104
5.2. Основные составляющие температурных коэффициентов
реактивности . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 108
5.3. Программа FRISS для моделирования аварийных ситуаций
. . . . . . . . . . . 113
Контрольные вопросы и задания . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 114
Приложение 1.Физические характеристики основных
теплоносителей быстрых реакторов. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 115
Приложение 2.Физические характеристики основных видов
ядерного топлива быстрых реакторов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 118
Приложение 3.Подготовка файла исходных данных для программы
TIME26 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 120
Список литературы . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 127
6
ПРЕДИСЛОВИЕ
Ядерные реакторы существуют более 60 лет, но до сих пор не
решены серьезные проблемы (в основном — технологические), на
которые обращали внимание еще основоположники ядерной науки
Э. Ферми, И.В. Курчатов, А.И. Лейпунский и др. К этим проблемам
относятся: обращение с радиоактивными отходами; достижение эко-
номической и термодинамической эффективностей; нераспростране-
ние ядерных материалов. Именно поэтому в Стратегии развития
ядерной энергетики России формулируется как одна из главных
задача создания инновационных ядерных технологий, без которых
невозможно устойчивое долговременное развитие энергетики в
XXI в. Среди таких технологий важная роль отводится разработке и
созданию реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов),
обладающих высокими уровнями безопасности, экономической
эффективности и, главное, способных надолго обеспечить топливом
крупномасштабную ядерную энергетику.
Быстрые реакторы с уран-плутониевым топливом в состоянии
решить возлагаемые на них задачи. Благодаря фундаментальным
физическим свойствам они могут иметь достаточно большой избы-
ток нейтронов, который следует реализовать в проектах быстрых
реакторов так, чтобы повысить их экономическую эффективность,
обеспечив при этом необходимый уровень безопасности. В настоя-
щее время имеется более чем 30-летний опыт успешной эксплуата-
ции быстрых реакторов с оксидным топливом и натриевым теплоно-
сителем, предложены новые концепции реакторов с нитридным
топливом, охлаждаемым натрием, свинцом или эвтектикой свинец-
висмут. Сейчас важно сделать правильный выбор и приступить к
разработке проектов энергетических быстрых реакторов нового
поколения. Решение этой задачи возлагается на молодых специалис-
тов, которые сегодня обучаются в ведущих университетах страны.
Среди них важная роль отводится студентам НИЯУ МИФИ, специа-
лизирующимся по направлению «Ядерные реакторы и энергетиче-
ские установки», поскольку они по профилю своей будущей работы
должны заниматься концептуальными разработками. В подготовке
таких специалистов большое значение имеет курсовое проектирова-
ние, в процессе которого будущие инженеры-физики не только
закрепляют знания в области ядерных технологий, но и обосновы-
вают новые проектные решения.
В предлагаемом учебном пособии по курсовому проектированию
приводятся необходимые систематизированные сведения по физике
и конструкционным особенностям энергетических быстрых реакто-
7
ров с жидкометаллическими теплоносителями, рассматривается рас-
четная модель быстрого реактора, обеспечивающая получение
основных его характеристик с достаточной точностью, формулиру-
ются и описываются способы решения конкретных задач на разных
стадиях проектирования. В их число входят задачи, связанные с
выбором параметров активной зоны с учетом ограничений по пока-
зателям безопасности, с улучшением технико-экономических харак-
теристик за счет, например, выравнивания поля тепловыделения и
повышения выгорания топлива.
Предлагаемое учебное пособие отличается от ранее изданных в
МИФИ ориентацией рассматриваемых методик расчета на использо-
вание современной компьютерной программы TIME26 и изложением
основных аспектов методологии проектирования энергетических
реакторов на быстрых нейтронах, принципиально новых концепций
и критериев.
Главы 2, 4 и 5 написаны А.М. Кузьминым, введение и гл. 1 —
А.Н. Шмелевым, гл. 3 и прил. 1—3 — В.А. Апсэ.
Авторы выражают глубокую благодарность рецензентам пособия
доктору техн. наук, проф. МГТУ им. Н.Э. Баумана Л.В. Точеному и
доктору техн. наук, ведущему научному сотруднику НИЦ «Курча-
товский институт» В.Ф. Цибульскому за ценные и полезные замеча-
ния, которые были учтены при подготовке данного пособия.
Все замечания и отзывы по предлагаемому учебному посо-
бию следует направлять по адресу: 111250, Москва, Красноказар-
менная ул., д. 14, Издательский дом МЭИ.
Авторы
8
ВВЕДЕНИЕ
Особая роль, которую могут сыграть ядерные реакторы на быст-
рых нейтронах в мировой ядерной энергетике, была признана уже в
конце 40-х годов прошлого века. Это особое значение быстрых реак-
торов связывалось главным образом с долгосрочной перспективой
развития мировой ядерной энергетики, в основу которой должно
быть положено расширенное воспроизводство топлива, осуществи-
мое лишь в жестком нейтронном спектре двуцелевых энергетиче-
ских быстрых реакторов-размножителей. Было признано также, что
объекты ядерной энергетики могут стать доминирующими произво-
дителями тепловой и электрической энергии лишь в замкнутом топ-
ливном цикле, т.е. при наличии переработки первичного ядерного
топлива после его извлечения из реактора и широкого использования
накопленного вторичного ядерного топлива.
Физической основой расширенного воспроизводства ядерного
топлива в быстрых реакторах-размножителях является следующий
факт. Дело в том, что число нейтронов деления, приходящееся на
один акт поглощения нейтронов делящимися изотопами
235
U и
239
Pu, заметно больше в области высоких энергий по сравнению с
тепловым диапазоном. Следовательно, в быстрых реакторах созда-
ются наиболее благоприятные условия для появления значительно
большего числа нейтронов, способных поддерживать цепную реак-
цию деления и эффективно превращать воспроизводящие изотопы
238
U и
232
Th в делящиеся изотопы
239
Pu и
233
U.
К специфическим особенностям энергетических быстрых реакто-
ров, которыми они отличаются от реакторов на тепловых нейтронах,
можно отнести следующие.
1. В быстром реакторе не должно присутствовать заметное число
ядер легких элементов. Поэтому замедление нейтронов в нем проис-
ходит главным образом за счет неупругого рассеяния на тяжелых
ядрах, а энергетический спектр нейтронов представляет собой
несколько смягченный спектр нейтронов деления. Доля тепловых и
резонансных нейтронов в спектре быстрых реакторов значительно
меньше, чем в тепловых. Однако резонансные нейтроны играют
существенную роль в обеспечении безопасности эксплуатации реак-
торов за счет эффекта Доплера.
2. Отношение сечения радиационного захвата к сечению деления
у основных делящихся изотопов (
235
U,
239
Pu и
233
U) для быстрых
9
нейтронов меньше, чем в тепловой и промежуточной областях. Это
приводит к большему значению коэффициента воспроизводства топ-
лива как в активной зоне (АЗ), так и в зонах воспроизводства (ЗВ)
быстрых реакторов.
3. Сечение деления основных делящихся изотопов в быстрой
энергетической области примерно на два порядка меньше, чем в теп-
ловой. Поэтому обогащение топлива и критические массы быстрых
реакторов значительно превышают аналогичные характеристики
тепловых реакторов.
4. Стремление улучшить технико-экономические показатели за
счет уменьшения критической массы приводит к снижению объема
активной зоны и к повышению плотности тепловыделения. Однако в
последнее время в целях повышения безопасности переходят к менее
напряженным зонам, чем в ранних проектах быстрых реакторов.
5. Сравнительно малые размеры активной зоны при больших дли-
нах свободного пробега быстрых нейтронов приводят к большим
утечкам нейтронов из активной зоны. Для использования нейтронов
утечки вокруг активной зоны размещают ЗВ из природного или
обедненного урана, тория.
6. Сечения радиационного захвата, усредненные по спектру ней-
тронов быстрого реактора, относительно малы для всех изотопов.
Поэтому создается возможность для более широкого выбора кон-
струкционных материалов, некоторые из которых практически не
применимы в тепловых реакторах (например, нержавеющие стали).
7. Достаточно высокая энергонапряженность быстрых реакторов
требует организации интенсивного теплоотвода. Для этого необхо-
димо увеличивать поверхность твэлов, а в качестве теплоносителя
использовать незамедляющие материалы с возможно большими теп-
лопроводностью и теплоемкостью (такие, как расплавленный
натрий, свинец, эвтектики натрий-калий или свинец-висмут).
8. Продукты деления характеризуются малыми сечениями захвата
нейтронов в спектре быстрых реакторов. Поэтому реактивность в
процессе работы реактора на мощности изменяется в гораздо мень-
шей степени, чем в тепловых реакторах. Типичный для тепловых
реакторов эффект отравления ксеноном и самарием в быстрых реак-
торах практически отсутствует. Слабое поглощение нейтронов про-
дуктами деления позволяет добиваться в быстрых реакторах значи-
тельно больших выгораний топлива, чем в тепловых реакторах.
Глубина выгорания топлива в основном ограничивается радиацион-
ной стойкостью и прочностью оболочек твэлов.
9. Малые сечения деления в спектре быстрых реакторов и повы-
шенная энергонапряженность приводят к значительно более высо-
10
ким плотностям нейтронного потока [10
15
—10
16
н/(см
2
æс) против
10
13
—10
14
н/(см
2
æс) в тепловых реакторах] и, как следствие, к зна-
чительному распуханию топлива и к большей радиационной
нагрузке конструкционных материалов.
10. Меньшая доля запаздывающих нейтронов, характерная для
уран-плутониевого топлива, может существенно осложнить управле-
ние мощностью реактора.
Все перечисленные особенности быстрых реакторов должны
быть учтены при выполнении курсового проекта.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)