Диссертация (781854), страница 6
Текст из файла (страница 6)
В быстром реакторе для сокращенияутечки нейтронов активную зону окружают зоной воспроизводства – экраном,содержащим уран-238. В экране дополнительно воспроизводится и накапливается ядерное топливо. На практике третья компонента баланса нейтронов неменьше 1,2. В результате коэффициент воспроизводства ядерного топлива длябыстрого реактора может достигать значения 2. Для теплового реактора (ВВЭР)28он составляет 0,6 − 0,7. Коэффициент воспроизводства для быстрого реактора сметаллическим топливом больше, чем для быстрого реактора с оксидным топливом, так как кислород оксидного топлива несколько замедляет нейтроны.Быстрые реакторы позволяют сжечь весь уран, доступный для извлеченияиз природных запасов урана.
Тепловые реакторы могут сжечь лишь часть урана, равную 2%.На начальном этапе разработки быстрых реакторов предполагалось, что вних необходимо получить высокий темп накопления ядерного топлива. Но высокий темп наработки ядерного топлива достижим в том реакторе, в которомбольшой коэффициент воспроизводства сочетается с высокой энергонапряженностью. Оба условия приводят к разноречивым требованиям. Позднее стратегияразвития быстрых реакторов стала претерпевать изменения. В стратегии запуска сооружаемых быстрых реакторов на уране с постепенным переходом на плутоний по мере его накопления в данном реакторе уже нет необходимости в высоком коэффициенте воспроизводства плутония. Необходимость высокой энергонапряженности топлива также не столь очевидна. Снижение энергонапряженности приводит к росту загрузки топлива в реактор, но одновременно и кросту коэффициента использования установленной мощности.
В результатеможно получить выигрыш в стоимости производимой электроэнергии.В настоящее время разработаны проект реактора со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 и проект реактора со свинцововисмутовым теплоносителемСВБР. Тяжелые металлы, свинец и сплав свинца с висмутом, имеют важноедостоинство – отсутствие химической активности по отношению к воздуху иводе. Серьезными их недостатками являются слишком высокая температураплавления (для свинца), плотность, температура кипения, коррозионная активность этих теплоносителей.На практике реализованы только быстрые реакторы с натриевым охлаждением.
Натрий как теплоноситель обладает прекрасными физическими и теплофизическими свойствами. Он сравнительно слабо замедляет и захватывает29нейтроны. Натрий обладает почти на два порядка более высокой теплопроводностью и соответственно гораздо более интенсивной теплоотдачей, чем вода.Температура кипения натрия при атмосферном давлении составляет около9000С, что дает возможность использовать в корпусе быстрого реактора практически атмосферное давление. Как следствие, снимается тяжелая проблемаобеспечения безопасности АЭС – проблема разгерметизации, разрыва первогоконтура.
Ее решение в тепловых реакторах с их высоким давлением в первомконтуре (16 МПа) требует значительных усилий и затрат. Создаются предпосылки и для более благоприятной радиационной обстановки на быстрых реакторах, чем на тепловых. Очевидно, с увеличением давления в первом контуреувеличиваются вероятность разрыва и течей контура и тяжесть их последствий.Даже малые разрывы и течи в быстрых реакторах маловероятны. Следует такжеотметить, что кипение натрия при указанной температуре является естественным барьером, повышающим безопасность реактора. Натрий как теплоносительхарактеризуется и негативными свойствами в связи с его химической активностью по отношению к кислороду воздуха и воде с точки зрения безопасностибыстрого реактора.Что касается топлива, то в нашей стране наиболее освоено оксидное топливо – прежде всего, урановое.
Накоплен достаточно большой объем исследований смешанного уран-плутониевого топлива (MOX-топлива). Исследоваласьработоспособность твэлов с карбидным и нитридным, а также с металлическимтопливом. Карбидное и нитридное топливо обеспечивают такие же параметрыпервого контура, как и оксидное, при использовании металлического топлива вбыстром реакторе приходится или снижать выходную температуру на 1000С,или уменьшать энергонапряженность, увеличивать объемную долю теплоносителя в активной зоне. Переход с оксидного топлива на более плотное керамическое топливо – карбидное или нитридное перспективно с точки зрения повышения коэффициента воспроизводства.30В практически любой энергетической высокотемпературной реакторнойустановке возникает проблема нестационарных термических напряжений.
ВВВЭР она смягчается небольшим подогревом воды в реакторе и менее интенсивной теплоотдачей к воде и пару, чем к жидкому натрию, но существенноужесточается большими толщинами корпусов. В быстрых реакторах с натриевым теплоносителем ситуация осложняется тем, что в качестве основного конструкционного материала первого контура используется сталь Х18Н9Т со сравнительно низкой теплопроводностью и высоким коэффициентом термическогорасширения. Кроме того, высокая теплоотдача к натрию также способствуетпоявлению больших термических напряжений в элементах установки.В быстрых реакторах значительно расширяются возможности выбораконструкционных материалов активной зоны по сравнению с тепловым реактором. В частности, отсутствуют ограничения в использовании нержавеющейстали, которая в активной зоне тепловых реакторов практически не применяется.
Конструкционные материалы хорошо совместимы и с топливом, и с натрием, что позволяет в принципе исключить опасные явления, подобные пароциркониевой реакции с образованием водорода, которая возможна при повышениитемпературы в тепловом реакторе.В быстрых реакторах влияние нейтронного облучения на конструкционные материалы значительно слабее, чем в тепловых. Действие нейтронного облучения на материалы проявляется в трех эффектах: радиационном охрупчивании, радиационной ползучести и распухании.
В настоящее время показано, чтораспухание не может привести к существенному снижению расхода теплоносителя через ТВС. Однако очевидна его отрицательная роль, которая может проявиться в снижении порога повреждаемости твэлов в аварийных условиях.Существует мнение, что активная зона быстрого реактора требует повышенного внимания в целях предотвращения образования вторичной критической массы при аварийном разрушении и расплавлении топлива. Активная зонабыстрого реактора компактна, топливо в ней имеет большое обогащение.
Кро-31ме того, в тепловом реакторе удаление воды – замедлителя из активной зоныкак правило приводит к падению реактивности, а в большом быстром реактореудаление натрия – к ее росту. Безопасность реактора для условий, которые могут возникнуть при запроектных авариях, при необходимости обосновывается впроекте.Известно, что в тепловом реакторе среднее время жизни мгновеннныхнейтронов составляет 10-3 с, в быстром 10-7 – 10-8 с.
На практике указанное различие не привело к серьезным проблемам. Дело в том, что во всех возможныхаварийных случаях реактивность значительно меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов. В данной ситуации изменение нейтронного потока и,следовательно, мощности реактора определяются в основном запаздывающиминейтронами. Среднее время жизни запаздывающих нейтронов в тепловом и быстром реакторах достаточно велико – около 10 с. Как следствие, указанное различие во времени жизни мгновенных нейтронов становится существеннымлишь в запроектных авариях с большими изменениями реактивности и разгоном реактора на мгновенных нейтронах.Средний свободный пробег быстрых нейтронов значительно больше, чемтепловых. Соответственно части активной зоны в быстром реакторе в нейтронно-физическом отношении больше связаны между собой, чем в тепловом.
Вбыстром реакторе не возникло проблемы пространственной неустойчивости,перекосы поля энерговыделения в нем при разнообразных перемещенияхстержней управления сравнительно невелики. В тепловых реакторах эти перекосы могут быть значительными – вплоть до возникновения локальной надкритичности.Отсутствие отравления быстрого реактора ксеноном и самарием являетсяеще одним фактором, способствующим простоте управления быстрым реактором и обеспечивающим его повышенную безопасность.Во всех быстрых реакторах необходимо исключить попадание замедляющих веществ в активную зону. Попадание небольших количеств водорода и32углеродосодержащих веществ в активную зону может привести к значительному росту реактивности.
В быстром реакторе достаточно большого объема попадание замедляющих веществ в активную зону может привести и к снижениюреактивности.Несмотря на большую энергонапряженность быстрых реакторов, отводостаточного энерговыделения от них осуществляется достаточно просто из-захороших теплофизических свойств натрия, большой теплоемкости контуров. Впроблеме отвода остаточного энерговыделения проявляется преимущество низкого давления в натриевых контурах быстрого реактора, поскольку не возникает трудностей, обусловленных быстрой потерей теплоносителя при разрывеконтура, как в тепловых реакторах.Таким образом, можно сделать вывод о том, что быстрые реакторы обладают характеристиками, позволяющими стать одним из наиболее безопасных иудобных в управлении типов реакторов.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
