- •Глава 4. Водо-водяные реакторы
- •4.2. Кипящие водо водяные реакторы
- •4.3. Реакторы для атомных станций теплоснабжения
- •Глава 5. Вдографитовые реакторы
- •5.1.Первая в мире ах (установка am)
- •5.3.Реакторы билибинской атэц
- •5.4.Реакторы рбмк
- •5.5.Проект реактора рбмкп-2400
- •5.6.Элементарное рассмэтрение устойчивости вгр к возмущениям
- •Глава 6. Реакторы на быстрых нейтронах
- •6.1.Коэффициент конверсии (воспроизводства)
- •6.3.Некоторые нейтронно-физические особенности реакторов бн.
- •Глава I. Ядерный топливный цикл. Элементарные нейтронно-ядерные
6.3.Некоторые нейтронно-физические особенности реакторов бн.
ТИПИЧНЫЕ КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛОВ, ТВС И АКТИВНЫХ ЗОН
Поскольку продукты деления (Xe,Sm, J и т.д.) имеют малые сечения поглощения в быстром спектре, то нет проблемы "йодной ямы", как в реакторах на тепловых нейтронах, а соответственно проблемы с пуском реактора после кратковременной остановки.
Из-за компактности активной зоны и отсутствия материалов, сильно поглощающих быстрые нейтроны, есть проблемы с выполнением
размещением органов регулирования и компенсации реактивности. Используют карбид бора, имеющего резонансное поглощение, окись европия, у которого резонанс в ~2 раза больше, тантал и т.п.
Выгорание исходного топлива может быть скомпенсировано накоплением вторичного, если состав топлива выбран так, что в активной зоне KBI. Чтобы темп накопления вторичного горючего был высоким, необходима большая, чем в реакторах на тепловых нейтронах, глубина выгорания, меньшая длительность кампаний между перегрузками и более высокие требования на конструкцию твэлов.
Так как натрий в реакторах БН является поглотителем (пусть слабым) нейтронов, то существует проблема положительного натриевого пустотного эффекта реактивности. Он может реализоваться, если по какой-либо причине натрий упущен из активной зоны или закипел. Борьба с ним ведется. Один из ее способов - уплощение активных зон (H/D~0.7-0.4). Такое соотношение между высотой и диаметром активной зоны увеличивает утечку через ее торцы, если в активной зоне оказались пустоты. Чем больше мощность, тем меньше должно быть это соотношение. Тогда при увеличении единичной мощности энергоблока могут возникнуть пространственные эффекты типа описанных в предыдущей главе для реакторов РБМК.
Поскольку в реакторах БН спектр нейтронов жесткий, то конструкции активной зоны можно выполнять из нержавеющей стали.
Обычно твэлы- прутковые в стальной оболочке, топливо UO2 или PuO2+UO2 ,обогащение 20%, диаметр 6-7мм. ТВС - шестигранники с размером "под ключ" ~10см. В каждую ТВС устанавливают ~120-160 твэлов.Экранные ТВС примерно такой же конструкции, только диаметр твэлов ~12-15мм, т.к. в них содержится обедненная UO2 и тепловыделение меньше. Соответственно твэлов в ТВС меньше (~40). Для выравнивания поля энерговыделения в реакторах типа БН обычно предусмотрено несколько (две, три) зон обогащения топлива. Глубина выгорания топлива ~10%, достижимые КВ ~1.4-1.5 при плутониевой загрузке.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В этой главе приведены минимальные сведения, позволяющие только примерно представить себе, для чего необходимо строить реакторы БН и каким должен быть их облик. Разумеется здесь не нашли отражения новые концепции реакторов БН, так же как, например, в четвертую главу не вошли новые концепции корпусных водо-водяных реакторов.
Новые концепции, по мнению автора, должны войти в новое пособие которое будет написано необязательно им.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ С КОММЕНТАРИЕМ
В пособии намеренно не сделано ни одной ссылки на литературу, список которой приведен ниже. Все приведенные источники в той или иной степени были использованы при подготовке пособия и оно было бы испещрено ссылками на них, что, по мнению автора, затруднило бы чтение пособия и никак не отразилось бы на уже давно установившихся приоритетных отношениях авторов использованных изданий. Почти все они содержат достаточно много фактических данных по конструкциям реакторов, описанных здесь, и могут быть использованы читателями для выяснения подробностей.
Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов - М.: Энергоатомиздат, 1984.
Конструирование ядерных реакторов: Учебное пособие для вузов/И.Я.Емельянов, В.И.Михан,В.И.Солонин //Под общ. ред. акад.
Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоатомиздат, 1982.
Будов В.Н., Ферафонов В.А. Конструирование основного оборудования АЭС: Учебное пособие для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 1985.
Экономичность и безопасность атомных электростанций (реакторы ВВЭР): Учебное пособие /Г.Аккерман, Э.Адам , Л.П.Кабанов
и др. //Под ред. Т.Х. Маргуловой. - М.: Высшая школа, 1984.
Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. - М.:Энергоатомиздат, 1986.
Справочник по ядерной энерготехнологии. Пер с англ./Ф. Ран и др. //Под ред. В.А.Легасова. - М.: Энергоатомиздат, 1989.
Стырикович М.А., Шпильрайн Э.Э. Энергетика. Проблемы и перспективы.-М.:Энергия.1981.
Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок)/В.М.Новиков, И.С.Слесарев, П.Н.Алексеев и др. -
М.:Энергоатомиздат, 1993.
Содержание
Введение 3