Физические характеристики РБМК до 1986

Мероприятия по повышению безопасности РУ РБМК (1 блока ЛАЭС)

Некоторые физические и динамические характеристики A3 РУ РБМК (после реконструкции)

Физические характеристики реактора РБМК до установки КРО

)* - расчет выполнен с использованием модели трехмерной нейтронной кинетики

Примечание: эффект заполнения КМПЦ рассчитан при изменении плотности теплоносителя во всех ТК от исходных значений на заданном уровне мощности до
0,8 г/см³.

Физические характеристики реактора после установки 25 КРО

21. Реактор на быстрых нейтронах. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах. Роль быстрых реакторов в атомной энергетике.

В быстрых реакторах плотность потока слабо отличается в любых точках ячейки в силу малых сечений взаимодействий при жёстком спектре. Поэтому во многих случаях реактор можно считать гомогенным. Велика утечка нейтронов из активной зоны (20 – 40%), что обусловлено малостью сечений и малыми геометрическими размерами.

Основная особенность быстрых реакторов – в быстром спектре абсолютно другие характеристики воспроизводства вторичного топлива.

На быстрых нейтронах число вторичных нейтронов возрастает примерно на 0,3-0,5. Значения n_f на этих нейтронах становятся равны для урана U-235 ⁵n_f = 2,8, а для плутония Pu-239 ⁹n_f = 3,2. Таким образом коэффициенты конверсии/воспроизводства (КК/КВ) в активной зоне (КВА) энергетических реакторов повышаются с 0,5, характерных для тепловых реакторов до примерно 0,9-1. Но этого недостаточно для расширенного воспроизводства топлива.

Дополнительное воспроизводство топлива при высоких n_f возможно в особых зонах: внутренних гетерогенных прослойках из обедненного урана (радиальных или высотных) и в специальных экранах вокруг реактора. Это позволяет увеличить КВ и достичь в энергетическом аппарате КВ = 1,2 (а в экспериментальном реакторе КВ = 2). При этом воспроизводство топлива будет очевидно расширенное и время удвоения количества топлива составит 7-12 лет. Такое плутониевое топливо можно будет использовать и для тепловых реакторов после соответствующего разбавления отвальным ураном.

Из-за очень малых значений a = s_с/s_f порядка 0,05 вместо 0,15 в тепловых реакторах очень мало производство высших изотопов плутония их содержание в топливе не превышает 5-6% (то есть производится оружейный плутоний). Накопление высших актинидов также практически не происходит, более того, возможно даже выжигание актинидов на быстром спектре в специальных ТВС (проект «Брест»).

Чтобы сделать спектр быстрым надо убрать из зоны любые замедлители (т.е. легкие ядра).

Отсутствие замедлителя позволяет сделать реактор более компактным и дает предпосылку для повышения удельного энерговыделения (при умелом подборе теплоносителя типа жидкий металл) с 120 кВт/л (в ВВЭР) до 500-800 кВт/л. Тогда реактор в 1000 МВт(э) может иметь размер 1,5·1м, что в 5 раз меньше ВВЭР-1000.

Поскольку спектр нейтронов быстрый (выше 10⁴ эВ) то сечения взаимодействия находятся в диапазоне 0,01-0,1 бн. Соответственно необходимое обогащение топлива будет не менее 15-20%, а поток нейтронов ~10¹⁵ н/см²·с.

При столь высоких энергиях исчезает разница в сечениях конструкционных материалов, а поскольку прочностные свойства нержавеющих сталей для трубок ТВЭЛ (например типа 1Х18Н9Т) существенно выше, то используют именно сталь.

Высокое обогащение и применение нержавеющей стали позволяет достичь высоких выгораний (легко достигается 100 МВт·сут/кг), а на экспериментальных установках – 300-350 МВт·сут/кг. То есть за один заход выжигается не 5-7% массы топлива как в ВВЭР, а 30% и более. Но из-за высокого потока быстрых нейтронов происходит сильное распухание топлива и стали.

Высокая плотность энергевыделения требует использования специальных теплоносителей. Сначала использовался Na и эвтектика Na-К, но они горят на воздухе и взрываются в воде. Были проведены эксперименты со ртутью, но она очень токсична и тяжела. Сейчас идут разработки с Pb (Т_пл = 340ºС) и эвтектикой Pb-Bi (130ºС). Они не горят, но есть проблемы с образованием и смыванием оксидного защитного слоя на поверхности стальной трубки и малым количеством доступного Bi даже для 1 большого реактора. А при промышленном масштабе производства это может создать трудности. Проводились опыты и с более экзотическими металлами.

Жидкий металл может работать в широком диапазоне температур - выходная температура его может быть и 300 и 800ºС. При этом подогрев в зоне тоже может быть в интервале DТ = 100-500ºС. Это дает возможность использования турбин высоких параметрах и повышения КПД до 50% и выше.

Внутренне присущие свойства безопасности в реакторах на БН обеспечивает прежде всего сильный доплер-эффект на топливе и резонансных нейтронах (доля тепловых очень мала). Кроме него - натриевый пустотный ЭР. В малых реакторах (до 600-800МВт эл.) он отрицателен или нулевой. В больших реакторах он уже положителен и нужно принимать специальные меры для борьбы с ним. Это могут быть полости, создание гетерогенных по радиусу или высоте активных зон с обедненным ураном, которые подавляют эффект.

Использование жидкого металла не требует высокого давления и, соответственно, толстых корпусов, поэтому применяется интегральная компоновка реактора и первого контура. Это резко повышает безопасность РУ, поскольку практически исчезает класс аварий «LOCA», а при аварийном расхолаживании остаточное энерговыделение снимается естественной циркуляцией теплоносителя внутри бака.

При любой компоновке применение натрия требует выведения парогенератора за рамки реактора и даже первого контура (при интегральной компоновке) или постановке парогенераторов в отдельные герметичные боксы (при петлевой) и схема РУ усложняется, что требует применения как минимум 3-контурной схемы РУ.

Воспроизводство топлива в экранах дает возможность создания реактора с изменяющейся геометрией зоны. Действительно, накопление плутония в экранах приводит к постепенному «расширению» зоны горения плутония в экранах. Поэтому, если создать очень большой экран по высоте, то в нем будет происходить накопление плутония и, по мере выгорания топлива в основной части зоны, цепная реакция начнет покидать основную зону и перемещаться в зоны накопления нового топлива. Этот процесс может стать непрерывным. На этом основана концепция реактора – «свечи» (candle).

22. Цели и принципы обеспечения безопасности АЭС; главные функции безопасности.