Диссертация (781854), страница 5
Текст из файла (страница 5)
Материалы диссертации опубликованы также в 8 [8,59,60,91,107,110,121,136] препринтах. Всего по теме диссерта-23ции опубликованы 102 печатные работы. Получены 2 свидетельства о регистрации программ для ЭВМ в Роспатенте [16,202].Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав,заключения, библиографического списка использованной литературы, приложения.
Первая глава посвящена исследованиям по безопасности быстрыхнатриевых реакторов и содержит обзор работ по математическим моделям длярасчетного анализа тяжелых аварий в быстрых реакторах. Во второй главе разработан комплекс математических моделей для исследования возможностиудержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелойаварии, дано описание результатов верификации кода БРУТ, выполнен расчетный анализ запроектных аварий в реакторах типа БН большой и малой мощности. В третьей главе разработана математическая модель для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем,обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах, в которой движение материалов реактора описывается в двумерной геометрии, приведено описание результатов верификации кода ANPEX, а также результатов расчета стадии мгновенной критичности в активной зоне реактора БН-600. В четвертойглаве выполнено расчетное сопровождение экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности.
В пятой главе представлены аналитические решения задач, полученные автором впервые и частично используемые для тестирования кодов БРУТ и ANPEX. В приложении приведены свидетельства о регистрации программ для ЭВМ в Роспатенте. Диссертация изложена на 304 страницах, содержит 59 рисунков, 6 таблиц, список литературы из 277наименований. Она написана автором самостоятельно.
Весь материал, содержащийся в диссертации, получен и представлен автором лично.24Глава 1. Исследования по безопасности быстрых натриевыхреакторов. Математические модели для расчетного анализатяжелых аварий в быстрых реакторах1.1. Роль быстрых реакторов в ядерной энергетике будущегоВ настоящее время атомная энергетика нашей страны использует в основном тепловые реакторы. Топливообеспечение АЭС с тепловыми реакторамиосуществляется на основе технологий добычи природного урана и его обогащения для изготовления уранового топлива.
Тепловые реакторы РФ работают воткрытом топливном цикле. Иначе говоря, отработавшее в них ядерное топливопока не перерабатывается и хранится. Проблема хранения отработавшего ядерного топлива обостряется. Кроме того, в тепловых реакторах расходуется около1% энергопотенциала природного урана, т.е. использование ядерного топлива втепловых реакторах очень неэффективно.Современная технологическая платформа ядерной энергетики, основанная на тепловых реакторах, имеет недостатки. Сформировать на указаннойплатформе ядерную энергосистему будущего невозможно.
Существуют два основных препятствия: низкая эффективность использования природного урана ибольшое количество отходов на единицу полезной продукции. Преодолениеупомянутых препятствий основано на идеях расширенного воспроизводства ифизических принципах быстрых энергетических ядерных реакторов, независимо сформулированных Э. Ферми в США и А.И.
Лейпунским в СССР. Имипредсказана решающая роль быстрых реакторов в ядерной энергетике будущего [145].В нашей стране проводятся исследования, нацеленные на разработкуядерных технологий, способных обеспечить полное вовлечение в топливныйцикл природного урана и тория, а также радикальное уменьшение отходовядерной энергетики. Именно такие технологии должны составить основу новой25технологической платформы крупномасштабной ядерной энергетики России вXXI веке.Новая технологическая платформа ядерной энергетики принципиальноотличается от существующей по следующим важным положениям: используемые сырьевые ресурсы (уран-238 и торий-232 вместо урана-235), технологиитопливообеспечения (переход от горнорудного к реакторному воспроизводствуядерного топлива в замкнутом топливном цикле), реакторные технологии (переход от тепловых реакторов к двухкомпонентной структуре ядерной энергетики, включающей тепловые и быстрые, а затем только быстрые реакторы), технологии обращения с отработанным ядерным топливом и радиоактивными отходами [145].1.2.
Развитие реакторов БН в нашей странеБыстрые реакторы с натриевым охлаждением прошли длительный циклосвоения,включаяэкспериментальный,демонстрационныйиопытно-промышленный этапы. В России была осуществлена наиболее обширная и последовательная программа развития технологии и сооружения экспериментальных и энергетических установок данного типа: от БР-1 (1954 г.) до БН-600(1980 г.) и БН-800 (2016 г.). Россия обладает наибольшим опытом эксплуатациибыстрых реакторов.
Полное представление о технологии дает анализ результатов разработки и эксплуатации реактора БН-600 в составе 3-го блока Белоярской АЭС. Он успешно эксплуатируется в промышленном режиме. В 2010 годуреактор БН-600 выработал проектный срок эксплуатации. После проведениянеобходимого объема обосновывающих работ, в том числе и выпуска отчета поуглубленной оценке его безопасности, определения остаточного ресурса всехэлементов оборудования принято решение о продлении проектного срока эксплуатации реактора на десять лет.Успешная эксплуатация энергоблока с реактором БН-600 явилась важнымаргументом в обосновании сооружения на той же площадке энергоблока26БН-800.
В 2016 году реактор БН-800 передан в промышленную эксплуатацию,на нем будет отрабатываться технология замкнутого топливного цикла.Накопленный опыт проектирования, сооружения и эксплуатации быстрыхнатриевых реакторов позволил приступить к разработке проекта АЭС с реактором БН-1200. Проект АЭС с БН-1200 должен удовлетворять требованиям и рекомендациям, предъявляемым к инновационной ядерной энергетике:− ядерный реактор должен обладать чрезвычайно малой вероятностью разрушения активной зоны и незначительными радиационными последствиями в случае реализации этого разрушения;− должно быть обеспечено отсутствие необходимости специальных мер запределами площадки АЭС при любых авариях.В целом в процессе развития ректоров БН был выполнен очень большойобъем научно-исследовательских, проектных и конструкторских работ, затрачены громадные ресурсы, вложенные в развитие «быстрого» реакторного направления, что обеспечило практические достижения в рассматриваемой области.1.3.
Проблема безопасности быстрых реакторов. Влияниеспецифических свойств быстрых реакторов на безопасностьБезопасность была и остается центральной темой обсуждения объектоватомной энергетики. Требования к безопасности с годами становятся все болеежесткими. В дальнейшем будет происходить непрерывное возрастание затратна безопасность. Перед специалистами атомной отрасли стоит проблема обеспечения все возрастающих стандартов безопасности при сохранении конкурентноспособности АЭС по сравнению с альтернативными источниками энергии. Специалисты постоянно ищут новые решения упомянутой проблемы.В настоящее время подтверждением жизнеспособности, эффективности ибезопасности реакторов на быстрых нейтронах является успешный опыт эксплуатации реактора БН-600. Обеспечение безопасности быстрых реакторов на27основе естественных свойств самозащищенности и с помощью специально разработанных систем на пройденном этапе развития – значительное достижениеразработчиков быстрых реакторов, которое интегрировало решение целого ряданаучно-технических проблем.
К важным результатам относятся обеспечениевысокой надежности тепловыделяющих элементов и реакторных конструкций,совершенствование технологии изготовления парогенераторов «натрий-вода»,разработка и совершенствование схем и конструкций насосов и теплообменного оборудования реакторных установок, систем очистки натрия и другие.Быстрые реакторы обладают специфическими ядерно-физическими и теплофизическими свойствами. Рассмотрим основные свойства и влияниесвойств на безопасность быстрых реакторов.Активная зона любого реактора содержит топливо, теплоноситель, конструкционные материалы твэлов и топливных сборок. В активных зонах тепловых реакторов дополнительно присутствует замедлитель. При взаимодействиинейтронов с ядрами замедлителя происходит снижение энергии нейтронов доуровня 0,005 – 0,2 эВ.
В быстром реакторе энергия нейтронов составляет около1 МэВ.Соотношение между отдельными компонентами баланса нейтронов в быстром реакторе благоприятнее, чем в тепловом. Первая компонента балансанейтронов – деление ядер топлива – возрастает в быстром реакторе по сравнению с тепловым. Вторая положительная компонента – деление урана-238 – втепловом реакторе незначительна. В быстром реакторе доля делений на сырьесравнительна велика. Третья компонента – утечка, захват нейтронов всеми материалами реактора, кроме урана-238.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
