Мерзликин Основы теории ядерных реакторов

Формула (3.2.6) выражает характеристику эффективных размножающих свойств

активной зоны теплового ядерного реактора (kэ), которая является и мерой нейтроннофизического состояния реактора, через характеристики отдельных физических процессов нейтронного цикла в реакторе.

Все, о чём было сказано, укладывается в наглядную схему баланса нейтронов в продолжение одного цикла размножения нейтронов в тепловом реакторе, показанную на рис.3.2.

Из сказанного следует прямое логическое целеуказание: для познания законо-

мерностей размножения нейтронов в реакторе и понимания практических путей управления мощностью реактора необходимо более подробно исследовать каждую из частных характеристик процессов нейтронного цикла, выяснить, какими факторами определяются величины pз, pт, η, ε, ϕ и θ, и определить, какие из этих факторов пригодны для того, чтобы через их посредство осуществлять воздействие на процесс размножения нейтронов в реакторе.

Первые поверхностные размышления над сомножителями формулы (3.2.6) приводят к мысли, что последние два сомножителя в её правой части (pз и pт) определяются формой и размерами активной зоны реактора, и фактом своего существования они обязаны только тому, что реальные активные зоны имеют конечные размеры: в гипотетической активной зоне бесконечных размеров обе указанных вероятности равны единице, поскольку и замедляющимся, и тепловым нейтронам в бесконечной активной зоне утекать, попросту говоря, некуда.

Это означает, что размножающие свойства гипотетической бесконечной активной зоны определяются только совокупностью компонентов среды этой активной зоны безотносительно к её размерам. Вот почему величину произведения в выражении (3.2.6)

при анализе обычно выделяют и называют коэффициентом размножения в бесконечной среде. Это не означает, что k∞ - нереальная, гипотетическая величина; она вполне реальна и служит характеристикой собственных размножающих свойств сре-

ды активной зоны определённого состава, указывая предельную, максимально-

возможную, величину эффективного коэффициента размножения в активной зоне этого состава при бесконечном увеличении её размеров. Поэтому с учётом (3.2.7) выражение для эффективного коэффициента размножения реальной активной зоны конечных размеров может быть записано кратко:

Величина эффективного коэффициента размножения реактора с определённым составом активной зоны конечных размеров есть произведение коэффициента размножения в бесконечной среде этого состава на величины вероятностей избежания утечки замедляющихся и тепловых нейтронов для этой конечной активной зоны.

Так как в реальном энергетическом реакторе конечных размеров, который предназначен работать в основном в критическом режиме, величины обеих вероятностей - меньшие единицы, то величина коэффициента размножения в бесконечной среде для такой активной зоны - величина, большая единицы. То есть активная зона реального критического реактора должна быть скомпонована из таких материалов, совокупность которых обладает собственными надкритическими размножающими свойствами, но с учётом утечки нейтронов из её конечного объёма величина эффективного коэффици-

ента размножения в ней должна быть в точности равной единице.

Поскольку эффективные размножающие свойства активной зоны (характеризуемые величиной kэ) представляют собой сложную комбинацию свойств отдельных сторон нейтронного цикла в реакторе (характеризуемых сомножителями η, ε, ϕ, θ, рз и рт), для того, чтобы понять, от чего и как зависит величина эффективного коэффициента размножения, следует детально выяснить все те факторы, которые определяют величины упомянутых шести сомножителей, рассмотреть, как они влияют на их величины, и только после этого возвращаться к анализу влияния различных зримых, ощутимых для эксплуатационника, факторов на величину эффективного коэффициента размножения и производной от него величины реактивности реактора.

Этому и будут посвящены семь последующих тем настоящего курса.

Тема 4

ХАРАКТЕРИСТИКИ СТРУКТУРЫ АКТИВНЫХ ЗОН ТЕПЛОВЫХ РЕАКТОРОВ

Активная зона энергетического ядерного реактора (а.з.ЭЯР) - это часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для о с у - щ е с т в л е н и я непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла с целью его последующего использования.

Из этого определения применительно к активной зоне теплового ЭЯР следует, что принципиальными компонентами такой активной зоны являются ядерное топливо, за-

медлитель, теплоноситель и другие конструкционные материалы (последние объ-

ективно необходимы, так как ядерное топливо и замедлитель в активной зоне и сама активная зона должны быть неподвижно зафиксированы в реакторе, представляя собой по возможности разборный технологический агрегат).

4.1. Ядерное топливо.

Под ядерным топливом обычно понимается совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне. Большинство используемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуатации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЭЯР в любой момент кам-

пании следует считать, как минимум, совокупность трёх делящихся компонентов: 235U,

238U и 239Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а 238U, как уже отмечалось, только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ)

нейтронами.

Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x), под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - 235U и 238U, то величина обогащения:

В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.71% ядер 235U, а более 99.28% составляет 238U (прочие изотопы урана: 233U, 234U, 236U и 237U - присутствуют в природном уране в настолько незначительных количествах, что могут не приниматься во внимание).

В реакторах АЭС используется уран низкого обогащения (обогащённый до 1.8 ÷ 5.2%), в реакторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обогащение ядерного топлива составляет 21 ÷ 45%, а в установках с жидкометаллическими реакторами используется ядерное топливо с обогащением до 90%. Использование топлива с низким обогащением на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует слож-

ного и громоздкого оборудования, а потому и является дорогой технологией.

Металлический уран термически не стоек, подвержен аллотропным превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен, а потому непри-

емлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами. Эти соединения называются топлив-

ными композициями.

Наиболее распространенные в реакторной технике топливные композиции:

UO2, U3O8, UC, UC2, UN, U3Si, (UAl3)Si, UBe13.

Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных композиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в последующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.

Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в реакторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и возможно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов.

Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС является диоксид урана (UO2), и его разжижитель - кислород - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.

Температура плавления диоксида (2800oС) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200оС.

4.2. Замедлитель.

После сказанного ранее в п.3.2 ясно, что в качестве материала - замедлителя в тепловом ядерном реакторе должен быть избран такой, который:

-обладает высокими замедляющими свойствами;

-имеет малое макросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов.

Последнее требование вытекает из соображений экономии нейтронов. Чем меньшую величину имеют макросечения поглощения замедлителя в тепловой и эпитепловой областях энергий нейтронов, тем выше соответственно θ и ϕ.

Объём замедлителя в активной зоне теплового реактора выбирается из соображений получения в нём теплового (близкого к максвелловскому) спектра, а это значит, что выбор в качестве замедлителя слабопоглощающего материала является единственной возможностью для повышения θ и ϕ.

Кроме того, по условиям работы в активной зоне замедлитель (как и все реакторные материалы) должен обладать:

-химической, термической и радиационной стойкостью;

-не иметь при радиационном захвате таких дочерних продуктов, которые являлись бы более сильными поглотителями нейтронов.

В тепловых ЭЯР отечественных АЭС предпочтение отдано двум замедлителям. В реакторах типа ВВЭР замедлителем является лёгкая вода (Н2О), в реакторах РБМК - графит (С).

О характеристиках этих двух замедлителей можно сказать следующее.

Вода распространена и дешева, но обладает известной химической агрессивностью, особенно при наличии примесей в ней. Большая часть затрат при использовании воды в реакторах обусловлена технологией её приготовления (двойная дистилляция) и необходимостью поддержания в реакторе особого водного режима, направленного на сохранение чистоты воды и создание в ней условий, способствующих минимизации коррозионных процессов в конструкционных материалах реактора, парогенератора и других элементов первого контура, с которыми вода находится в контакте.

Низкая температура насыщения воды при атмосферном давлении (100оС) заставляет использовать её в энергетических реакторах при относительно высоких (16÷18 МПа) давлениях. При свойственных энергетическим реакторам высоких удельных тепловых

нагрузках на поверхностях твэлов при теплоотдаче к воде могут возникать кризисы те-

плоотдачи.

И всё же указанные недостатки воды, включая и сравнительно высокую поглощающую способность тепловых и замедляющихся нейтронов, уступают её достоинствам, особенно если учесть, что в ВВР эта же вода выполняет не только функции замедлителя, но служит и теплоносителем.

Графит относится к так называемым тяжёлым замедлителям (атомная масса углерода А = 12 а.е.м.). По величине замедляющей способности графит уступает воде, но коэффициент замедления у него существенно выше, чем у воды. Технология получения высокоочищенного реакторного графита довольно сложна и энергоёмка, что обуславливает его высокую стоимость (>10 долл/кг). Графит радиационно стоек и термически устойчив при температурах до 850оС, что требует непрерывного охлаждения его в рабочих условиях реактора: в графите РБМК-1000 выделяется около 7% тепловой мощности реактора, что без охлаждения привело бы к сильному разогреву графитовой кладки, до температур 900оС и выше, при которых начинается интенсивное окисление графита; использование же охлаждения графита азотно-гелиевой смесью позволяет поддерживать температуру графитовой кладки не выше 650оС.

4.3. Теплоноситель

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: минимальные значения макросечений поглощения тепловых и резонансных нейтронов (обуславливающие более высокие значения θ и ϕ); желательна большая величина замедляющей способности (ξΣs) - для того, чтобы помогать основному замедлителю интенсивно замедлять нейтроны; радиационная, химическая и термическая стойкость в реакторных рабочих условиях; совместимость теплоносителя с топливной композицией и всеми конструкционными материалами активной зоны, понимая под этим термином отсутствие заметного химического или диффузионного взаимодействия теплоносителя с этими материалами в течение длительного времени работы реактора.

Кроме того, к теплоносителю предъявляются "обычные" теплофизические требования, как-то:

-высокая удельная теплоёмкость ср при рабочих температурах (так как отводимая

теплоносителем тепловая мощность (Qp = Gтср tт) прямо пропорциональна удельной теплоёмкости ср и массовому расходу Gт прокачиваемого через активную зону теплоносителя, то с увеличением ср для отвода той же тепловой мощности Qр требуется меньший расход теплоносителя Gт, а значит - и меньшие энергетические затраты на его циркуляцию через реактор);

-малый коэффициент динамической вязкости теплоносителя μт при рабочих средних температурах в активной зоне, так как с его величиной связана величина гидравлических потерь при прохождении активной зоны, а также величина коэффициента теплоотдачи от поверхности твэлов к теплоносителю;

-высокий коэффициент теплопроводности теплоносителя λт при рабочих температурах (также связанный с величиной коэффициента теплоотдачи к теплоносителю, определяющей эффективность теплообмена в реакторе);

-неподверженность теплоносителя кризисным явлениям в условиях высоких удельных тепловых нагрузок в активной зоне.

В практике отечественного реакторостроения конкурс на лучший теплоноситель

для тепловых реакторов АЭС выиграла лёгкая вода: в реакторах типа ВВЭР - вода под давлением, в реакторах РБМК - кипящая вода.

Аббревиатура ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) означает, что и за-

медлителем, и теплоносителем в этом реакторе служит вода.

В реакторе же типа РБМК (реактор большой мощности канальный) кипящая вода, являясь теплоносителем, в силу своих приличных замедляющих свойств служит дополнительным внутриканальным замедлителем.

4.4. Параметры структуры активных зон гетерогенных ЭЯР.

Принципиально топливная композиция может быть смешана с замедлителем в виде эмульсии, химического, металлургического соединения или просто тонкодисперсной смеси, образуя в герметичном сосуде критический объём, в котором происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Такой реактор, однородный по физическим свойствам во всех точках его объёма, называют гомогенным (по латыни гомогенный - однородный).

Логическим антиподом гомогенному является гетерогенный реактор, то есть та-

кой, в активной зоне которого топливная композиция отделена от замедлителя. По-

буждением к такому разделению послужило, во-первых, желание локализовать топливную композицию, снизить ту часть общего объёма активной зоны, где размещено топливо и образуются высокорадиоактивные продукты деления. Более того, важно

герметично изолировать топливную композицию от замедлителя и омывающего её те-

плоносителя для предотвращения выноса и распространения радиоактивности из топ-

ливной композиции по всему реактору и первому контуру.

Во-вторых, как нам предстоит убедиться далее, такой реактор обладает перед гомогенным рядом преимуществ с точки зрения экономии нейтронов в нём, а значит, - и экономии ядерного топлива для получения заданной мощности реактора.

Основным конструктивным элементом гетерогенной структуры активной зоны энергетических реакторов является тепловыделяющий элемент (твэл) - объём топ-

ливной композиции определённой формы, заключенной в тонкостенную герметичную

оболочку из металлического материала.

Толщина оболочки твэла выбирается такой, чтобы исключить проникновение радиоактивных продуктов деления из топливной композиции внутри твэла в охлаждающий его снаружи теплоноситель, что продиктовано стремлением сделать контур циркуляции теплоносителя нерадиоактивным или, по крайней мере, слаборадиоактивным.

Твэлы энергетических реакторов могут иметь различную геометрическую форму. Наиболее распространенными в энергетических реакторах являются гладкостержневые (цилиндрические) твэлы, кольцевые, пластинчатые и крестообразные

(см.рис.4.1).

Пластинчатый Рис.4.1. Твэлы различной геометрической формы.

Форма твэлов выбирается из соображений простоты и технологичности их изготовления, стремления при заданном объёме топливной композиции получить наиболь-

шую поверхность теплоотдачи их и желания сделать твэлы теплотехнически надёж-

ными, то есть способными сохранять свою герметичность и теплоотдающие свойства в течение длительного времени работы в реакторе.

Известно, например, что в процессе работы реактора в топливе его твэлов накапливаются самые разнообразные продукты деления, в том числе и газообразные, отчего топливная композиция с их накоплением постепенно вспухает (увеличивает свой объём), из-за чего внутри твэла возникает большое избыточное давление, создающее угрозу разрыва оболочки твэла. С точки зрения такой возможности цилиндрические твэлы явно уступают твэлам любой другой формы: повышение давления внутри цилиндрического твэла всегда и неизбежно создаёт разрывные напряжения в его оболочке, а в твэлах другой формы увеличение объёма и внутреннего давления приводит к возникновению напряжений изгиба в их оболочках. Крестообразные твэлы в этом смысле выглядят лучшими среди других типов твэлов. В транспортных морских реакторах именно крестообразные твэлы завоевали право на существование, показав достаточно высокую теплотехническую надежность в пятилетнем цикле эксплуатации реакторов.

Цикл использования твэлов в энергетических реакторах АЭС с учётом частичных перегрузок значительно короче; кроме того, на АЭС стоимость твэлов, входящая в конечном счёте в стоимость отпускаемой электроэнергии, имеет значительно большее значение, чем на атомоходах, при создании которых мысли о рентабельности топливного цикла отходили на задний план; по этой причине на АЭС отдано предпочтение самым простым и дешёвым твэлам гладкостержневой формы.

Для удобства транспортировки, загрузки и выгрузки твэлов в реактор определённые (как правило, равночисленные) группы твэлов объединяют в более крупные конст-

руктивные узлы - тепловыделяющие сборки (ТВС).

Каждая ТВС представляет собой некоторое определённое количество твэлов, дистанционированных, то есть расположенных на равных расстояниях друг от друга, что предотвращает их взаимное касание (грозящее локальным перегревом) и способствует равномерному омыванию всех твэлов теплоносителем. Пучок твэлов надежно скрепляется, образуя единый конструктивный узел с приспособлением в верхней его части (головкой ТВС), за которую удобно захватывать ТВС специальным захватом раз- грузочно-загрузочной машины при выгрузке ТВС из активной зоны или загрузки их в неё.

ТВС энергетических реакторов могут быть кожуховыми и бескожуховыми. Кожух ТВС - это тонкостенная металлическая труба (цилиндрической, квадратной или шестигранной формы), в которой размещается и скрепляется ТВС с учётом компенсации различных температурных удлинений твэлов в ТВС и самой кожуховой трубы из-за неодинаковости их нагрева в работающем реакторе.

Кожуховая труба имеет двойное назначение: защита поверхностей наружных твэлов ТВС от возможных повреждений при транспортировке, загрузке и выгрузке ТВС и организация распределения расходов теплоносителя по различным ТВС в соот-

ветствии с различными тепловыми мощностями ТВС (кожуховые трубы при этом играют роль стенок каналов, по которым пропускаются требуемые расходы теплоносителя, а требуемого соотношения расходов через отдельные ТВС в согласии с их тепловыми мощностями добиваются путём постановки на входе в нижней части каждой ТВС

дроссельных шайб с разными диаметрами проходных отверстий по принципу: чем выше мощность ТВС, тем больший расход теплоносителя нужен для охлаждения этой ТВС и тем, следовательно, больше должен быть диаметр отверстия дроссельной шайбы на входе в эту ТВС).

Активные зоны отечественных реакторов типа ВВЭР на АЭС первых двух поколений (включая ВВЭР-440) состоят из кожуховых ТВС.

Теплотехнические исследования 70-х годов показали, что поперечные перетечки теплоносителя из одной ТВС в соседние в работающем на любом уровне мощности ре-

акторе почти не снижают теплотехнической надежности ни ТВС, ни отдельных их твэлов. Поэтому, если снять кожуховые трубы со всех ТВС, теплотехническая надежность активной зоны сохранится на приемлемом уровне.

ТВС первых и последующих серийных активных зон реакторов ВВЭР-1000 выполнены бескожуховыми, а выбор их шестиугольной (в поперечном сечении) формы позволил реализовать практически беззазорный переход от одной ТВС к соседним. Активная зона ВВЭР-1000 от этого стала более однородной, состоящей из твэлов, обра-

зующих единую регулярную структуру в пределах всего поперечного сечения активной зоны; эта структура характерна тем, что расстояния между осями симметрии непосред

Элементарная ячейка

Рис.4.2. Регулярная структура треугольной решётки твэлов в ТВС и её характеристики.

ственно соседствующих твэлов равны, и оси симметрии любых трёх соседних твэлов, будучи соединёнными в поперечном сечении, образуют одинаковые равносторонние

треугольники.

Вот почему такое размещение твэлов называют структурой треугольной решётки, а одинаковое расстояние между осями симметрии соседних твэлов - шагом треугольной решетки (ат) (рис.4.2).

Регулярным (повторяющимся) объёмным элементом структуры треугольной ре-

шётки является одиночный твэл вместе с относящимся к нему объёмом замедлителя.

Этот элемент имеет форму прямой шестиугольной призмы, (а в поперечном сечении - форму правильного шестиугольника), и называется элементарной ячейкой активной зоны (на рис.4.2 элементарные ячейки обведены штриховыми линиями).

Заметим, что размер "под ключ" гексагональной ячейки равен шагу треугольной решётки твэлов, и это помогает легко вычислять часто требующуюся в расчётах вели-

чину площади поперечного сечения ячейки Sя:

Такую же структуру треугольной решётки образуют и тепловыделяющие сборки в активной зоне реактора ВВЭР-440.

В практике эксплуатации реакторов АЭС бескожуховые тепловыделяющие сборки, в отличие от кожуховых, часто называют тепловыделяющими кассетами (ТВК).

Фиксация положения твэлов в ТВС (ТВК), устанавливающая структуру треугольной решётки заданного шага, выполняется с помощью разных конструктивных устройств, носящих общее название дистанционизаторов твэлов. Это могут быть ленточные дистанционирующие решётки, дистанционирующие трубчатые вытеснители, дистанционирующие пружины или даже дистанционирующие проволоки, служащие для удержания твэлов на требуемом отстоянии друг от друга и предотвращения взаимных касаний твэлов и касаний периферийными твэлами в ТВС стенок кожуховой трубы, и в то же время не мешающими твэлам свободно удлиняться с повышением их температуры или за счёт необратимых изменений длины вследствие радиационных воздействий.

Структура треугольной решётки является наиболее плотной из объёмных структур цилиндрических твэлов, позволяющей разместить в заданном объёме наибольшее количество твэлов, а, значит, при заданном количестве топливной композиции в ак-

тивной зоне реактора - создать наибольшую поверхность теплоотдачи от твэлов, а

при заданной номинальной мощности энергетического реактора - уместить активную зону в меньших габаритах.

В реакторах типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 по принципу треугольной решётки размещаются не только твэлы в каждой ТВС, но и сами ТВС в активной зоне, и решётка ТВС характеризуется своим значением шага.

В реакторах РБМК-1000 структура активной зоны строится на несколько иных принципах. 18 цилиндрических твэлов каждой ТВС образуют не регулярную структуру постоянного шага, а равномерно размещаются на двух концентрических окружностях разного диаметра (с центром на оси симметрии ТВС). ТВС в реакторе РБМК бескожуховые, но в ином смысле, чем в ВВЭР-1000: в РБМК роль кожухов ТВС выполняют циркониевые трубы технологических каналов, вставленные в вертикальные отверстия в графитовой кладке активной зоны. В этих трубах и размещаются бескожуховые тепло-

выделяющие кассеты вместе с дистанционирующими элементами и элементами крепления. Поперечное сечение ТВС реактора РБМК-1000 представлено на рис.4.3.

Рис.4.3. Поперечное сечение ТВС реактора РБМК-1000.

Большая высота активной зоны РБМК-1000 - 7 м - (у ВВЭР-1000 она 3.55 м) и обусловленные этим большие величины температурных расширений твэлов вынудили конструкторов каждую ТВС делить на две тепловыделяющих кассеты, располагаю-

щихся одна над другой с 20-миллиметровым зазором и скрепленных между собой шарнирно (по каркасной трубе). Каркасная труба служит, во-первых, как силовой элемент: на ней крепятся и дистанционируются твэлы. Во-вторых, внутри каркасных труб довольно большого числа ТВС располагаются датчики каналов нейтронных измерений, от которых поступают сигналы в систему контроля нейтронного поля и мощности реактора. В тех же технологических каналах, где нет измерительных элементов, каркасная труба заполнена силуминовыми вытеснителями, которые, замещая вытесняемые ими объёмы воды в центральной части ТВС, позволяют исключить возникновение «всплесков» плотности потока тепловых нейтронов, а, значит, - и перегревов твэлов внутреннего кольца ТВС.

Ячейки активной зоны РБМК, под которыми понимаются одиночные технологические каналы с прилегающими к ним объёмами графитовых столбов, образуют в ре-

акторе регулярную структуру квадратной решётки с постоянным для всей активной