Материал: Мерзликин Г.Я. Основы теории ядерных реакторов. Курс для эксплуатационного персонала АЭС

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