Болятко Екология ядерной и возобновляемой енергетики 2010

еще меньше (0,0021) для плутония-239, существование запаздывающих нейтронов оказывается чрезвычайно важным для управления ядерными реакторами.

Благодаря запаздывающим нейтронам эффективное время жизни поколения нейтронов в реакторе оказывается много больше времени жизни мгновенных нейтронов, превышая 0,1 с для реакторов с ураном-235. В этом случае при k = 0,001 период разгона реактора τ/(k – 1) увеличивается до 100 с, т.е. отклик реактора на изменение коэффициента размножения достаточно медленный, и есть запас времени для корректировки уровня мощности стержнями регулирования.

Реактивность реактора. Понятие реактивности широко используется при описании некритических состояний реакторов. Величина

называется реактивностью ядерного реактора. Поскольку k обычно мало отличается от единицы, то ρ ≈ k – 1, т.е. реактивность показывает превышение k над единицей. В критическом реакторе ρ = 0, в надкритическом реакторе реактивность положительна, в подкритическом – отрицательна. Если какое-либо явление приводит к снижению коэффициента размножения, говорят, что оно порождает отрицательную реактивность. Если в результате некоего эффекта k повышается, эффект сопровождается появлением положительной реактивности.

При разработке ядерных реакторов стараются так подобрать состав активной зоны и ее конструкцию, чтобы при случайных и аварийных всплесках (скачках) мощности реактор самостоятельно, без вмешательства человека, мог возвращаться в исходное состояние или останавливаться. Иначе говоря, чтобы реактор обладал отрицательными коэффициентами реактивности к нежелательным (нештатным) процессам. Например, важным вопросом при проектировании реактора является то, каким окажется изменение реактивности при увеличении температуры, т.е. будет ли dρ/dT > 0 (нежелательно) или dρ/dT < 0 (желательно). В физике реакторов подробно исследуются такие важные для безопасности параметры, как температурный коэффициент реактивности, пустотный или паровой коэффициент реактивности и др.

71

Согласно определению реактивности (3.9) ее величина безразмерна. Часто реактивность выражают в процентах 100 · ρ %. В силу большой важности запаздывающих нейтронов в управлении реакторами наиболее употребимо измерение реактивности в долях запаздывающих нейтронов β. Так, реактивности в 1β соответствует реактивность ρ = 0,0065 для реактора с топливом из урана-235 и ρ = 0,0021 – с топливом из плутония-239. Измерение реактивности

вдолях β удобно потому, что, во-первых, одинаковая реактивность

вэтих единицах вызывает разгон реактора с одним и тем же периодом независимо от того, на каком делящемся топливе он работает; во-вторых, при небольшой реактивности (ρ < β) период разгона практически не зависит от времени жизни мгновенных нейтронов, а когда ρ становится равным или больше доли запаздывающих нейтронов, период разгона становится очень маленьким и сильно зависящим от времени жизни мгновенных нейтронов. При ρ > β реактор становится надкритичным только на мгновенных нейтронах, что существенно затрудняет управление его мощностью. Поэтому очень важно проектировать реактор таким образом, чтобы исключить возможность внезапного увеличения реактивности на величину порядка β.

Отравление продуктами деления. Каждое деление ядра топли-

ва в реакторе приводит к образованию двух осколков – продуктов деления. Кроме большого числа изотопов, образующихся непосредственно в процессе деления множества ядер, новые изотопы образуются также при радиоактивном распаде первичных продуктов деления. Некоторые из продуктов деления или их дочерних элементов имеют большие сечения захвата тепловых нейтронов, следовательно, их присутствие уменьшает реактивность реактора. Система регулирования должна быть в состоянии не только компенсировать относительно медленное накопление стабильных изотопов – поглотителей нейтронов, но и справляться с флуктуациями концентраций радиоактивных изотопов, из которых наиболее силь-

ными поглотителями нейтронов и отравителями активной зоны являются ксенон-135 (135Xe) и самарий-149 (149Sm). Так, сечение по-

глощения тепловых нейтронов ядрами ксенона-135, имеющего резонанс вблизи тепловой области энергий нейтронов, составляет приблизительно 3·106 барн, что в несколько тысяч раз больше сечения деления урана-235.

72

Ксенон-135 образуется как продукт деления урана, так и, в основном, в результате β-распада другого продукта деления урана – теллура-135, который сначала быстро распадается в йод-135 (с периодом полураспада менее 0,5 мин). В последнем случае ксенон появляется приблизительно через 6,8 ч после образования 135Te. Ксенон-135 принадлежит следующей цепочке радиоактивных превращений (β-распадов) продуктов деления:

На долю теллура-135 приходится около 6 % всех продуктов деления урана. Исчезновение ксенона (сильного поглотителя нейтронов) в реакторе обусловлено двумя причинами: 1) выгоранием при поглощении нейтронов и 2) β-распадом с периодом полураспада около 9,2 ч. Воздействие ксенона-135 на реактивность называется отравлением, поскольку радиоактивный 135Xe после прекращения цепной реакции постепенно распадается (исчезает). Отравление работающего реактора – это доля поглощений нейтронов ксеноном относительно поглощения ураном. Эта доля может быть достаточно большой (3–5%), поэтому система управления реактором должна иметь необходимый запас реактивности, чтобы подавить отрицательную реактивность, порождаемую ксеноном.

Интересная, но «не приятная» особенность поведения реактора наблюдается в связи с изменением концентрации ксенона после остановки реактора, который перед этим долгое время работал на постоянном и высоком уровне мощности. Расчеты показывают, что отравление реактора ксеноном достигает наибольшего значения, превышающего предельное стационарное значение ρ = – (3–5) % в 5 раз, примерно через 10 ч после остановки реактора. Причина такого отравления связана с тем, что в отсутствие потока нейтронов в остановленном реакторе ксенон продолжает накапливаться за счет распада йода-135 – предшественника ксенона (период полураспада йода около 6,75 ч). Скорость выведения ксенона связана только с его естественным распадом с периодом полураспада 9,2 ч. С течением времени отравление реактора постепенно уменьшается по мере естественного распада йода и ксенона.

Только примерно через 3 сут реактивность снизится до того уровня, который она имела до остановки реактора. Через меньшее

73

время после остановки реактор не может быть пущен снова, пока ксеноновое отравление превосходит имеющийся запас реактивности. В течение этого периода времени, измеряемого десятками часов, реактор находится в ксеноновой (или йодной) яме. Из ксеноновой ямы реактор выходит сам собой после распада накопившихся йода и ксенона. Если реактор необходимо запустить вновь через период времени, меньший 3 суток, то должен быть предусмотрен запас реактивности для перекрытия ксенонового отравления. При нормальной работе эта избыточная реактивность должна быть подавлена стержнями регулирования или другим способом.

Система управления реактором. Ядерный реактор может ра-

ботать на заданном уровне мощности в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности, достаточный для компенсации истощения (выгорания) ядерного топлива и отравления реактора продуктами деления. Необходимый первоначальный запас реактивности создается в активной зоне, размер которой значительно превосходящит критические. А чтобы реактор не становился надкритическим при этих размерах, одновременно вводят в активную зону вещества – поглотители нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Такими веществами служат бор (10B), кадмий (112Cd), гадолиний (157Gd), гафний (174Hf и 177Hf), самарий (150Sm), европий (152Eu). Обычно сильно поглощающие материалы вводятся в первую топливную загрузку в виде выгорающих поглотителей, теряющих свою эффективность в процессе выгорания примерно с той же скоростью, с которой выгорает топливо. Так, окись гадолиния Gd2O3 равномерно смешивается с топливным материалом двуокисью урана UO2 в концентрации 1–5 %. Материалы на основе бора – боросиликатное стекло или смесь оксида алюминия Al2O3 c карбидом бора В4С – размещают в отдельные стержневые конструкции (поглощающие стержни – ПС). Число стержней для компенсации начального избытка реактивности может достигать сотни. Эти стержни называют компенсирующими. Они постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния реактора в любой момент времени, для оста-

74

новки и пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой.

Стержни аварийной защиты предназначены для экстренного прекращения цепной реакции. Они сбрасываются в центральную часть активной зоны, где поток нейтронов максимален и, значит, наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем с поглощающим нейтроны материалом.

Всё более широкое распространение в органах регулирования мощности реакторов получает гафний (вместо дорогостоящего сплава AgInCd), аналогичный по механическим свойствам цирконию и титану. Преимущество гафния заключается в том, что он коррозионно-стоек и может использоваться без оболочек, дешевле сплава AgInCd и имеет больший срок службы.

В водоохлаждаемых реакторах используют также метод регулирования реактивности путем растворения бора в воде. Концентрацию бора подбирают такой, чтобы при нормальной работе реактора стержни регулирования были почти полностью выведены из активной зоны.

Для реакторов РБН эффективных поглотителей быстрых нейтронов практически нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и др., сильно поглощают лишь тепловые нейтроны вблизи резонансной области, а в области быстрых нейтронов практически ничем не отличаются от других веществ. Исключение составляет бор-10, сечение поглощения которого плавно уменьшается с ростом энергии нейтронов и несколько превышает сечения других материалов. В быстрых реакторах используются регулирующие стержни из карбида бора с обогащением по бору-10 до 80 % (в природной смеси изотопов бора доля бора-10 составляет 19 %). Применяются также тантал и европий.

Главными условиями нормальной работы реактора являются контролируемый процесс деления урана и надежная циркуляция теплоносителя через активную зону. Поскольку радиоактивные вещества надежно локализованы в твэлах, при нормальных услови-

ях работы выбросы радиоактивности ничтожно малы, и поэтому радиационная опасность АЭС определяется целиком аварийными режимами. В связи с этим при разработке систем управления и защиты реактора рассматриваются все возможные варианты развития аварий и методы их предотвращения.

75

Кампания реактора. Когда весь запас реактивности реактора исчерпан, т.е. когда компенсирующие стержни заняли свое конечное положение (выведены из активной зоны), цепная реакция прекращается. Она может быть возобновлена только после замены топлива в активной зоне. Время работы реактора с одной и той же загрузкой урана называется кампанией реактора. Разумеется, что кампанию энергетического (коммерческого) реактора желательно иметь возможно большей, поскольку получаемая энергия тем дешевле, чем больше ее производится при одной загрузке урана. Эффективность использования ядерного топлива можно улучшить при частичных перегрузках активной зоны, когда цепной процесс восстанавливается за счет извлечения части наиболее выгоревшего топлива (из центральной части активной зоны) и введения свежего топлива. Невыгруженное топливо перемещается в центральную (освобожденную зону) и еще глубже дожигается, а свежее помещается на периферию активной зоны.

Процедура замены топлива проводится ежегодно. Примерно 1/3 или 1/4 активной зоны заменяют свежим топливом во время перегрузки, которая обычно длится от 4 до 8 недель. Конструкции современных реакторов предусматривают минимальное время на перегрузку топлива в целях минимизации непроизводительного простоя реактора. Перегрузка тепловыделяющих сборок (ТВС), в которых заключено топливо, производится в строгой последовательности и под строгим контролем. Обычно сначала производится выгрузка отработавших ТВС из реактора и установка их в ячейки стеллажа бассейна выдержки, где отработанные ТВС хранятся несколько лет. Затем производится переустановка ТВС и сборок поглощающих стержней внутри активной зоны. После этого начинается загрузка в реактор свежих ТВС и сборок с поглощающими стержнями и выгорающими поглотителями.

На период перегрузки планируется также планово-предупреди- тельный ремонт, чтобы уменьшить потери вырабатываемой за год энергии вследствие простоя реактора. В целях повышения экономической эффективности реакторов разрабатываются новые типы топлива с большей глубиной выгорания и увеличенным до 18 мес периодом непрерывной работы до перегрузки топлива.

В реакторах канального типа (CANDU, РБМК) перегрузка топлива может производиться без остановки реактора. При таких пе-

76

регрузках понятие кампании реактора относится к топливу, перегружаемым сборкам, а не к активной зоне реактора.

Продолжительность кампании ограничивается не только начальным запасом реактивности. Имеется еще одно ограничение, которое связано с реакцией материала твэлов на накопление продуктов деления и радиационное воздействие. В результате деления ядра вместо одного атома образуется два новых, суммарный объем которых примерно в 2 раза превышает объем разделившегося атома. Кроме того, значительная часть продуктов деления – газы. Накопление продуктов деления и радиационные повреждения структуры вещества сопровождаются ростом объема (распуханием), накоплением напряжений в материале и повышением давления газа под оболочкой твэла, что, в конце концов, может привести к возникновению дефектов и выходу радиации в теплоноситель.

Накопление продуктов деления характеризуется их количеством, например, в граммах. Поскольку деление 1 г урана сопровождается образованием около 1 г продуктов деления и освобождением примерно 1 МВт·сут энергии, то число выработанных на АЭС мегаватт-суток тепловой энергии приблизительно равно числу граммов продуктов деления. Поэтому обычно количество накопившихся продуктов деления выражают количеством мегаваттсуток на тонну урана (МВт·сут/т). Каждый топливный материал характеризуется своим пределом по накоплению продуктов деления. Этот предел, выраженный в МВт·сут/т, называют глубиной выгорания делящихся атомов. Чем выше глубина выгорания, тем больше кампания реактора и экономичнее АЭС.

15 %. В действительности, глубина выгорания в энергетических реакторах на тепловых нейтронах составляет 40–50 ГВт·сут/т, т.е. за кампанию выгорает 4–5 % урана. В новом поколении коммерческих реакторов глубина выгорания доводится до 60–80 ГВт·сут/т за счет усовершенствования конструкции ТВС и технологии изготовления твэлов.

Остаточное тепловыделение. Часть образующихся в резуль-

тате реакции деления осколков радиоактивна. Поэтому радиационное излучение осколков деления – источник «остаточного тепловыделения» после остановки реактора. То есть после прекращения

77

реакции деления в реакторе происходит тепловыделение, что требует непрерывного охлаждения реактора. Со временем остаточное тепловыделение постепенно уменьшается. Уровни остаточного тепловыделения составляют примерно 2 % тепловой мощности работавшего реактора спустя 15 мин после остановки, 1 % – спустя 2,5 ч и 0,5 % – спустя сутки. Так, по истечении нескольких часов после остановки реактора тепловой мощностью 3 ГВт остаточное тепловыделение составит около 50 МВт. В целях безопасности во всех режимах работы реактора активная зона должна быть заполнена теплоносителем.

Классификация реакторов. С тех пор как 2 декабря 1942 г. был пущен под руководством Э. Ферми первый исследовательский ядерный реактор в Чикагском университете, в мире построено почти тысяча реакторов различного типа. Из них более 440 реакторов в 30 странах мира производят электроэнергию. Классификация ядерных реакторов проводится обычно по четырем признакам:

1)назначению;

2)нейтронно-физическим характеристикам;

3)применяемым материалам;

4)конструктивным особенностям.

По назначению различают реакторы энергетические, многоцелевые или продуктивные (например, производящие электричество, тепло, плутоний, водород или опресняющие морскую воду), судовые, космические, исследовательские и экспериментальные [1–3].

По нейтронно-физическим характеристикам (спектру нейтро-

нов) различают реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах. Основу мировой ядерной энергетики в настоящее время составляют реакторы на тепловых нейтронах. Методы нейтроннофизических расчетов реакторов рассматриваются в [1, 3].

По применяемым материалам реакторы классифицируют по роду топлива, замедлителя и теплоносителя. Топливо делают из природного или обогащенного урана, металлическое (уран или его сплавы с магнием, алюминием, молибденом и др.) или керамическое (двуокись урана UO2, нитрид урана UN и др.), урановое или смешанное с плутонием (МОХ-топливо). Замедлителем в реакторах служат вода Н2О, графит, тяжелая вода D2O, бериллий, карбиды некоторых металлов. В качестве теплоносителя в реакторах используют воду под давлением или кипящую воду, тяжелую воду

78

(D2O), жидкие металлы (натрий, калий, свинец, висмут), газы (гелий, углекислый газ).

По конструктивным особенностям различают реакторы кор-

пусные, канальные, гетерогенные и гомогенные. Конструкции корпусных и канальных реакторов принципиально отличаются способом удержания высокого давления воды, достигающего 160 атм. Согласно теории прочности цилиндрических сосудов, толщина стенки сосуда δ и его диаметр D определяются при заданных избыточном давлении в сосуде р (Па=Н/м2) и пределе прочности материала сосуда σ (Па) выражением

Вреакторах корпусного типа высокое давление воды удерживается толстостенным корпусом большого диаметра (более 4 м), а в реакторах канального типа – тонкостенными трубами (каналами) малого диаметра (около 130 мм), пронизывающими активную зону.

Вгетерогенных реакторах топливо отделено от замедлителя и теплоносителя и заключено в герметичную защитную оболочку. В гомогенных реакторах топливо и замедлитель перемешаны, напри-

мер, в водном растворе урановой соли UO2SO4 или в флайбе – жидкой смеси фторидов урана, бериллия, лития (UF4 + Li2BeF4). Их смесь выполняет одновременно и функции теплоносителя. В энергетике пока используются только гетерогенные реакторы.

Вамериканской литературе встречается также классификация по использованию топливных материалов (по количеству получаемого нового делящегося материала): реакторы сжигающие, реакто- ры-конвертеры и реакторы-бридеры. Тепловые реакторы с малым коэффициентом воспроизводства называют сжигающими. Если КВ = 0,5–1, то реактор называется конвертером. Если КВ превышает 1 (т.е. нового топлива производится больше, чем сгорает старого), то такой реактор называют бридером.

Вдальнейшем будут рассматриваться преимущественно энергетические реакторы гетерогенной конструкции.

3.2.Конструкции ядерных реакторов

3.2.1. Типы ядерных реакторов

Реакторы на тепловых нейтронах (или «тепловые реакторы») первоначально, еще в 40-х годах ХХ в., были освоены для произ-

79

водства оружейных материалов – плутония и трития, а также энергообеспечения ядерных подводных лодок. Этот опыт позволил осуществить 27 июня 1954 г. пуск первой в мире атомной электростанции электрической мощностью 5 МВт, построенной в СССР в г. Обнинске, примерно в 100 км от Москвы. После этого исторического события в 60–70-е годы в Америке и Европе произошел бурный старт ядерной энергетики.

Основой современной ядерной энергетики в мире являются так называемые легководные реакторы (LWR – Light Water Reactor) корпусного типа, в которых обычная вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы этого типа, первоначально разработанные для ядерного подводного флота, имеют две модификации: 1) реакторы с водой под давлением (Pressure Water Reactor – PWR), аналогами которых в России являются водоводяные энергетические реакторы ВВЭР, 2) кипящие реакторы

(Boiling Water Reactor – BWR). Число реакторов PWR (ВВЭР)

больше, чем реакторов BWR. Технология реакторов с водой под давлением ВВЭР (PWR – в международной классификации) – наиболее распространенная в мире: более 60 % блоков АЭС эксплуатируется и сооружается по технологии PWR. Активная зона реакторов PWR размещена в прочном стальном корпусе, через который под большим давлением (около 160 атм) циркулирует вода, охлаждающая ядерное топливо в активной зоне. Вода, нагретая в активной зоне реактора ВВЭР (PWR), передает тепло в теплообменникепарогенераторе воде второго контура, которая превращается в пар (вследствие более низкого давления во втором контуре) и используется в паровой турбине для выработки электроэнергии. Обогащение топлива в реакторах этого типа составляет 4–6 % по урану-235.

В кипящем реакторе часть воды, охлаждающей активную зону, превращается в пар непосредственно в активной зоне и из корпуса реактора направляется в паровую турбину без дополнительного контура с парогенераторами, что удешевляет капитальные затраты АЭС.

Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые разработаны в СССР под названием РБМК (реакторы большой мощности канальные или кипящие) и Канаде под

80