Содержание к диссертации
Введение
1. Краткий анализ пути развития АЭС (прошлого- будущего) в мире и постановка задачи диссертационной работы
1.1 Введение
1.2. Краткий анализ развития АЭС
1.2.1. Роль характеристик современных АЭС в ограничении их дальнейшего развития
1.3. Перспективы развития ядерной энергетики
1.3.1. Внутренние возможности развития ЯЭУ
1.3.1.1. Некоторые результаты окончания холодной войны
1.3.2. Концепция БРЕСТ как гармоническое решение проблем безопасности экономичности ЯЭУ
1.3.2.1. Структура безопасности БРЕСТ
1.3.2.2. Обращение с радиоактивными отходами и их захоронение
1.3.2.3. Нераспространение ядерного оружия
1.3.2.4. Топливо и экономия урана
1.3.3. Внешние возможности развития ЯЭУ
1.3.3.1. Общие положения
1.3.3.2. Роль развивающихся стран в структуре энергетики мира
1.4. Изучение разгона в быстрых реакторах
1.4.1. Вводные замечания
1.4.2. Изучение разгона
1.4.3. Постановка задачи
2. Аварии разгона быстрого реактора, простейшие модели и закономерности
2.1. Время температурной релаксации топлива
2.2. Мгновенная обратная связь
2.3. Запаздывающие нейтроны
2.4. Математическая модель разгона
2.4.1. Поведение реактора при
2.4.2. Поведение реактора при 39
2.4.3. Эффект зависимости теплоемкости топлива от температуры 44
3. Нейтронно-физические расчеты реакторов БН-600 и БРЕСТ-300 46
3.1. Краткий анализ эволюции активной зоны реактора БН-600 46
3.2. Расчет реактора БН-600 51
3.2.1. Гомогенный вариант БН-600 51
3.2.2. Концентрации материалов ЗСО и ЗБО 55
3.2.3. Концентрации сталь 55
3.2.4. Расчетная модель реактора БН-600 55
3.2.5. Результаты расчета реактора БН-600 56
3.3. Расчет поля температур в реакторе БН-600 62
3.3.1. Основные уравнения 62
3.3.2. Определение температуры теплоносителя 64
3.3.3. Определение коэффициента теплоотдачи 65
3.3.4. Определение температуры топлива 67
3.3.5. Определение средней температуры топлива 68
3.4. Температурные эффекты реактивности реактора 69
3.4.1. Теоретические замечания 69
3.4.2. Определение температурных эффектов реактивности реактора БН-600 70
3.4.3. Температурные эффекты топлива 71
3.4.3.1. Доплеровский эффект 71
3.4.3.2. Эффект аксиального расширения топлива 73
3.4.3.2. Расчет аксиального расширения топлива в реакторе БН-600 73
3.4.4. Температурные эффекты реактивности теплоносителя 74
3.4.5. Температурные эффекты реактивности конструкционных материалов 75
3.4.6. Пустотный натриевый эффект реактивности 76
3.4.6.а. Расчет ПНЭР для реактора БН-600 77
3.5. Мощностной эффект реактивности 78
3.5.1. Расчет мощностного эффекта реактивности реактора БН-600 79
3.6 Реактор БРЕСТ-300 80
3.6.1. Основные характеристики реактора 80
3.6.2. Расчетная модель реактора 83
3.6.3. Методика расчетов 83
3.6.4. Результаты расчетов реактора БРЕСТ-300
3.6.5. Расчет температурные эффекты реактивности
3.6.5.1. Эффект Доплера
3.6.5.2. Расчет аксиального расширения топлива в реакторе БРЕСТ-300
4. Приближение нулевого времени жизни нейтронов
4.1. Краткий анализ поведения реактора БН-600 при разгоне
4.2. Краткий анализ поведения реактора БРЕСТ-300 при разгоне
4.3. Краткое сравнение поведения реакторов БРЕСТ-300 и БН-600 при
4.3.1. Краткое сравнение свинца и натрия
4.4. Приближение нулевого времени жизни нейтронов
4.4.1. вводные замечания
4.4.2. Основа приближение нулевого времени жизни нейтронов
4.4.3. Более медленные аварии с вводом реактивности
Заключение
Список литературы
Приложение
- Концепция БРЕСТ как гармоническое решение проблем безопасности экономичности ЯЭУ
- Эффект зависимости теплоемкости топлива от температуры
- Определение коэффициента теплоотдачи
- Приближение нулевого времени жизни нейтронов
Введение к работе
Рост населения, промышленности и благосостояния индустриально развитых стран в XX веке потребовал огромного увеличения производства энергии, в первую очередь электричества. Его душевое годовое потребление к настоящему времени составило 5-7 квт/capita и до 12 квт/capita в США и ещё больше в ряде северных стран. В послевоенные годы производство электричества росло высоким темпом 5-7% в год и выше. Но к 70-м годам было понято, что экстенсивный рост производства энергии приближает мир к опасным пределам как по ресурсам традиционных топлив , прежде всего дешевых углеводородов (нефтяной кризис 70-х) , так и по отравлению среды продуктами их горения.
Экономика отреагировала на повышение цен на топливо мерами и технологиями энергосбережения со значительным снижением реальных и прогнозируемых темпов роста энергопотребления развитых стран.
Однако большая часть населения земли довольствуется на порядок меньшим душевым потреблением энергии, что препятствует осуществлению стремления все новых развивающихся стран к росту экономики, благосостояния и культуры. Продолжается и рост населения этих стран с прогнозируемым уже к середине наступающего века удвоением народонаселения земли.
Многие страны Азии, включая великие Китай и Индию, демонстрируют высокие темпы роста экономики, в т.ч. энергетики, прогнозируемые и на следующий век. Поэтому уже к середине наступающего века вероятно утроения мировых потребностей в электричестве.
Сокращение огромного сейчас разрыва в уровнях экономики и благосостояния, служащего глубокой причиной существующих напряжений, благоприятно для всего мира, но требует общих усилий для преодоления порождаемых ростом энергетики глобальных проблем: истощение дешевых ресурсов углеводородного топлива, международные обострения вокруг его источников, климатические изменения из- за роста выбросов продуктов горения, особенно для угля.
Несомненно, необходимо максимальное распространение достижений энергосбережения, но не все, сделанное богатыми странами, приемлемо и для бедных. При неизбежном росте мирового производства энергии потребление традиционных топлив может быть стабилизировано лишь путем вовлечения новых источников энергии и освоения новых энергетических технологий.
Но при всех достижениях последних лет, крайне низкая и неравномерная географически и во времени плотность потока солнечной и других возобновляемых источников энергии ограничивает масштабы их экономически оправданного применения. Солнечная энергия традиционно используется при концентрировании её потоков самими природными силами в руслах рек (гидроэнергия) или при аккумулировании за счет фотосинтеза в растениях( биомасса). Но значительное расширение масштабов их применения пока проблематично.
Ядерная энергия деления уже почти полвека широко используется в энергетике многих стран. Она обладает потенциалом для экономичного решения проблем большой энергетики по ресурсам дешевого топлива, безопасности АЭС, накоплению радиоактивных отходов и по предотвращению использования энергетической технологии для получения материалов для ядерного оружия. Фундаментальным условием решения совокупности этих задач является достаточный для этого избыток нейтронов в цепной реакции деления сверх необходимого для её протекания. Избыточные нейтроны нужны для полного воспроизводства делящегося топлива, ядерного « сжигания » наиболее опасных и долгоживущих нуклидов, образующихся при работе реактора, для создания и поддержания равновесного состава топлива, необходимого как для предотвращения наиболее опасных реакторных аварий, так и для осуществления замкнутого цикла без избыточного производства и извлечения делящихся материалов.
Э. Ферми в США и А.И. Лейпунский в России и другие выдающее физики уже в 40-е годы оценили уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах с топливом U-Ри, около 2-х на одно «сгоревшие» делящееся ядро по сравнению с менее 1 для тепловых реакторов на U или Ри и несколько больше 1 для цикла Th- U . Это послужило развитию в 50-е годы концепции развития ядерной энергетики в два этапа: 1-й этап - на тепловых реакторах на U, освоенных к тому времени для целей производства оружейных Ри и Т и для подводных лодок, 2-й этап - на быстрых реакторах в замкнутом цикле U-Pu, пускаемых на Ри, производимом тепловыми реакторами 1-го этапа.
Высокие темпы роста энергетики после войны и намерения построить ядерную энергетику в тысячи Гвт уже к концу XX века выдвинули в качестве одного из главных требований к быстрым реакторам достижение высоких темпов бридинга Ри, короткого времени удвоения Тг, что определило основные технические решения. В качестве теплоносителя был выбран легкий теплопроводный Na, для ускорения же дела было использовано наиболее освоенное оксидное топливо. В 70-е-80-е годы были пущены первые опытные блоки АЭС с быстрыми реакторами БН-350, БН-600 в СССР, Феникс и суперфеникс во Франции, PFR в UK. БН-350 почти 30 лет, а БН-600 уже 20 лет успешно работает, но первые АЭС с быстрыми реакторами оказались много дороже АЭС LWR, а их распространение в мире вызывает, особенно в США, опасения, связанные с расползанием ядерного оружия. После нефтяного кризиса 70-х годов мировой топливный рынок стабилизировался, темпы роста мировой энергетики снизились. Большие аварий на АЭС TMI и в Чернобыле обострили антиядерную оппозицию в обществе, которое озабочено и проблемами накопления радиоактивных отходов и распространения ядерного оружия. Меры повышения безопасности АЭС привели к их удорожанию. Строительство АЭС на западе почти прекратилось, в последующие десятилетия ожидается снижение ядерной доли в мировом производстве энергии. Разработка быстрых реакторов в США, а теперь в западной Европе практически свернута. Наиболее заинтересованные в развитии ядерной энергетики страны Азии пока лишь повторяют путь, пройденный в этом веке на западе. Но решение на этом пути встающих перед ними и миром в целом энергетических и экологических проблем требует развития новой ядерной технологии, в полной мере учитывающей полувековой опыт и новые условия развития энергетики, отвечающей всей совокупности требований, как они видятся теперь.
Эта задача была поставлена в российском проекте БРЕСТ, разработка которого в настоящее время завершается. При ожидаемых умеренных темпах роста энергетики, накоплении тепловыми реакторами больших количеств Ри (тысячи тонн в мире) теперь нет необходимости в высоких темпах бридинге и в избыточном воспроизводстве Ри вообще, а значит в высокой энергонапряженности активной зоны, в КВ>1 , в урановом бланкете для увеличения КВ. Разработка следующего поколения быстрых реакторов может быть сосредоточено исключительно на достижении наивысших экономичности и безопасности, включая проблемы отходов и нераспространения. Этому отвечает выбор в проекте БРЕСТ вместо Na химически пассивного малоактивируемого высококипящего тяжелого теплоносителя РЬ на основе практического опыта использования эвтектики РЬВі в реакторах подводных лодок и вместо UO2- PuCb плотного теплопроводного топлива UN- PuN, исследованного в реакторе БР-10 и в петлевых экспериментах.
Это позволяет поставить задачу исключения наиболее опасных аварий быстрого разгона, потери теплоносителя, пожаров и водородных взрывов при любых ошибках персонала или неисправностях оборудования, и даже при внешних воздействиях с разрушением контейнмента и крышки реактора, за исключением полного разрушения АЭС в результате падения крупного астероида или ядерной атаки.
Одна из важнейших задач обоснования ядерной и экологической безопасности реактора состоит в анализе протекания и результатов аварии, связанной с быстрым вводом положительной реактивности p(t), вызывающим нейтронную вспышку мощности с ростом температуры топлива.
Задача диссертации состоит в разработке и расчетном обосновании упрощенной теории для описания подобной реактивностной аварии и в анализе её результатов при высоких скоростях ввода реактивности р до десятков $ /с . В быстрых реакторах с коротким временем жизни нейтронов т ~ 10" с выделение энергии во вспышке оказывается(2~ т/рг) много меньшим, чем в тепловом реакторе с т ~ 10"3- 10"5с и авария протекает в виде последовательности относительно небольших вспышек с постепенным ростом температуры топлива. Процесс может быть описан путём его усреднения по вспышкам, что значительно упрощает это описание при резком уменьшении числа расчетных точек по времени.
Актуальность темы и практическое значение результатов исследования определяются необходимостью расчетного обоснования безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель. Разработка упрощенного метода расчета быстрого разгона реактора. При этом возникает возможность проведения анализа в широком диапазоне изменения условий задачи при использовании существующих кодов по реакторной динамике. Цель и задачи исследования. Расчет характеристик нейтронных вспышек возникающих при вводе реактивности в быстрых реакторов (мощность, ширина, энергия, частота следования) в общем случае и для конкретных проектов (БРЕСТ, БН-600). Обоснование приближенной модели разгона быстрых реакторов(приближение нулевого времени жизни нейтронов).
Методы исследования
Аналитическое решение уравнений реакторной кинетики в «одноточечном» приближении с обратными связями, действующими мгновенно с температурой топлива. Определение реакторных характеристик, влияющих на процессы, с помощью расчетных кодов SINVAR и PRECON и усреднения с весом потока и ценности нейтронов. Определение полей температур с помощью программа TEMPERATURE. Построение графиков и некоторых других вычислительных операции выполнятся с помощью пакета Mathcad.
Научная новизна результатов: состоит в нейтронно-физическом обосновании безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель, путем использования приближения «нулевого времени жизни нейтронов».
Апробация результатов работы состоит в их обсуждениях на семинарах в МИФИ,
Курчатовском институте и НИКИЭТ.
Публикация; в ходе работы над диссертаций опубликованы 2 статьи в журнале «Ядерная энергетика» и одна статья находится в печати в этом журнале.
Структура и объем работы: диссертации состоит из оглавления, введения, четырех глав, списка литературы, включающего 119 наименований и четырех приложений.
Работа содержит 89 страниц машинописного основного текста и 22 рисунков и таблиц.
Концепция БРЕСТ как гармоническое решение проблем безопасности экономичности ЯЭУ
Э. Ферми в США и А.И. Лейпунский в России и другие выдающее физики уже в 40-е годы оценили уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах с топливом U-Ри, около 2-х на одно «сгоревшие» делящееся ядро по сравнению с менее 1 для тепловых реакторов на U или Ри и несколько больше 1 для цикла Th- U . Это послужило развитию в 50-е годы концепции развития ядерной энергетики в два этапа: 1-й этап - на тепловых реакторах на U, освоенных к тому времени для целей производства оружейных Ри и Т и для подводных лодок, 2-й этап - на быстрых реакторах в замкнутом цикле U-Pu, пускаемых на Ри, производимом тепловыми реакторами 1-го этапа.
Высокие темпы роста энергетики после войны и намерения построить ядерную энергетику в тысячи Гвт уже к концу XX века выдвинули в качестве одного из главных требований к быстрым реакторам достижение высоких темпов бридинга Ри, короткого времени удвоения Тг, что определило основные технические решения. В качестве теплоносителя был выбран легкий теплопроводный Na, для ускорения же дела было использовано наиболее освоенное оксидное топливо. В 70-е-80-е годы были пущены первые опытные блоки АЭС с быстрыми реакторами БН-350, БН-600 в СССР, Феникс и суперфеникс во Франции, PFR в UK. БН-350 почти 30 лет, а БН-600 уже 20 лет успешно работает, но первые АЭС с быстрыми реакторами оказались много дороже АЭС LWR, а их распространение в мире вызывает, особенно в США, опасения, связанные с расползанием ядерного оружия. После нефтяного кризиса 70-х годов мировой топливный рынок стабилизировался, темпы роста мировой энергетики снизились. Большие аварий на АЭС TMI и в Чернобыле обострили антиядерную оппозицию в обществе, которое озабочено и проблемами накопления радиоактивных отходов и распространения ядерного оружия. Меры повышения безопасности АЭС привели к их удорожанию. Строительство АЭС на западе почти прекратилось, в последующие десятилетия ожидается снижение ядерной доли в мировом производстве энергии. Разработка быстрых реакторов в США, а теперь в западной Европе практически свернута. Наиболее заинтересованные в развитии ядерной энергетики страны Азии пока лишь повторяют путь, пройденный в этом веке на западе. Но решение на этом пути встающих перед ними и миром в целом энергетических и экологических проблем требует развития новой ядерной технологии, в полной мере учитывающей полувековой опыт и новые условия развития энергетики, отвечающей всей совокупности требований, как они видятся теперь.
Эта задача была поставлена в российском проекте БРЕСТ, разработка которого в настоящее время завершается. При ожидаемых умеренных темпах роста энергетики, накоплении тепловыми реакторами больших количеств Ри (тысячи тонн в мире) теперь нет необходимости в высоких темпах бридинге и в избыточном воспроизводстве Ри вообще, а значит в высокой энергонапряженности активной зоны, в КВ 1 , в урановом бланкете для увеличения КВ. Разработка следующего поколения быстрых реакторов может быть сосредоточено исключительно на достижении наивысших экономичности и безопасности, включая проблемы отходов и нераспространения. Этому отвечает выбор в проекте БРЕСТ вместо Na химически пассивного малоактивируемого высококипящего тяжелого теплоносителя РЬ на основе практического опыта использования эвтектики РЬВі в реакторах подводных лодок и вместо UO2- PuCb плотного теплопроводного топлива UN- PuN, исследованного в реакторе БР-10 и в петлевых экспериментах.
Это позволяет поставить задачу исключения наиболее опасных аварий быстрого разгона, потери теплоносителя, пожаров и водородных взрывов при любых ошибках персонала или неисправностях оборудования, и даже при внешних воздействиях с разрушением контейнмента и крышки реактора, за исключением полного разрушения АЭС в результате падения крупного астероида или ядерной атаки. Одна из важнейших задач обоснования ядерной и экологической безопасности реактора состоит в анализе протекания и результатов аварии, связанной с быстрым вводом положительной реактивности p(t), вызывающим нейтронную вспышку мощности с ростом температуры топлива. Задача диссертации состоит в разработке и расчетном обосновании упрощенной теории для описания подобной реактивностной аварии и в анализе её результатов при высоких скоростях ввода реактивности р до десятков $ /с . В быстрых реакторах с коротким временем жизни нейтронов т 10" с выделение энергии во вспышке оказывается(2 т/рг) много меньшим, чем в тепловом реакторе с т 10"3- 10"5с и авария протекает в виде последовательности относительно небольших вспышек с постепенным ростом температуры топлива. Процесс может быть описан путём его усреднения по вспышкам, что значительно упрощает это описание при резком уменьшении числа расчетных точек по времени. Актуальность темы и практическое значение результатов исследования определяются необходимостью расчетного обоснования безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель. Разработка упрощенного метода расчета быстрого разгона реактора. При этом возникает возможность проведения анализа в широком диапазоне изменения условий задачи при использовании существующих кодов по реакторной динамике. Цель и задачи исследования. Расчет характеристик нейтронных вспышек возникающих при вводе реактивности в быстрых реакторов (мощность, ширина, энергия, частота следования) в общем случае и для конкретных проектов (БРЕСТ, БН-600). Обоснование приближенной модели разгона быстрых реакторов(приближение нулевого времени жизни нейтронов). Аналитическое решение уравнений реакторной кинетики в «одноточечном» приближении с обратными связями, действующими мгновенно с температурой топлива. Определение реакторных характеристик, влияющих на процессы, с помощью расчетных кодов SINVAR и PRECON и усреднения с весом потока и ценности нейтронов. Определение полей температур с помощью программа TEMPERATURE. Построение графиков и некоторых других вычислительных операции выполнятся с помощью пакета Mathcad. Научная новизна результатов: состоит в нейтронно-физическом обосновании безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель, путем использования приближения «нулевого времени жизни нейтронов». Апробация результатов работы состоит в их обсуждениях на семинарах в МИФИ, Курчатовском институте и НИКИЭТ. Публикация; в ходе работы над диссертаций опубликованы 2 статьи в журнале «Ядерная энергетика» и одна статья находится в печати в этом журнале. Структура и объем работы: диссертации состоит из оглавления, введения, четырех глав, списка литературы, включающего 119 наименований и четырех приложений. Работа содержит 89 страниц машинописного основного текста и 22 рисунков и таблиц.
Эффект зависимости теплоемкости топлива от температуры
Именно в результате окончания этого периода возникли многие задачи ядерной технологии. В этом отношении задачи разоружения и возникновения большого количества высокообогащенного урана и плутония очень важны с точки зрения энергетики и развития АЭС. Мы остановимся на 2-х моментах. Первый: возможность и целесообразность использования этих материалов в качестве топлива АЭС (конечно после соответствующего изготовления и переработки ). Это теперь - одна из важных программ исследований в области мирного использования ядерной технологии (7,24,25) . Второй: поскольку в результате программ разоружения получается довольно большое количество высокообогащенного урана и плутония, цикл на основе U- Ри становится более реальным, экономичным, целесообразным и доступным, по крайне мере в ближайшее время, по сравнению с циклом Uh. Поскольку использование Ри в тепловых реакторах по экономическим показателям невыгодно, остается использование Ри в быстрых реакторах. Использование в быстрых реакторах избытка оружейного Ри США и России (масштаба 100 тонн) может стать первым шагом развития ядерной энергетики большого масштаба на быстрых реакторах в цикле U-Pu. В отработанном топливе тепловых реакторов уже накоплено более тысячи тонн Ри а в следующем веке при использовании для тепловых реакторов 10 млн. тонн дешевого урана будет накоплено масштаба 10 тысяч тонн Ри.
Как упомянуто выше, в настоящее время ядерная энергия играет ограниченную роль в мировой энергетике и современная технология АЭС не отвечает требованиям большой энергетики. Коротко говоря, традиционная технология АЭС не отвечает долгосрочным требованиям в терминах экономики, потребления урана, безопасности, обращения с РАО и также в аспекте нераспространения ядерного оружия. Предпринятый после Чернобыля поиск возможностей детерминистического исключения наиболее тяжелых реакторных аварий показал, что реакторы на быстрых нейтронах обладают для этого наибольшим потенциалом, который далеко не реализован в их современной технической концепции. Исследования показали, что в предвидимых условиях развития ядерной энергетики отпадает необходимость в избыточном воспроизводстве Ри и коротких Тг .Это позволяет подчинить разработку концепции быстрого реактора для будущего исключительно достижению высоких экономичности и безопасности, последовательно реализуя принципы естественной безопасности. Предварительные и детализированные исследования показывают, что концепция БРЕСТ (26)(быстрые реакторы естественной безопасности со свинцовым теплоносителем и с мононитридном топливом с коэффициентом воспроизводства КВ= КВА «1 ) является примером осуществления этого подхода(27) и могла бы удовлетворить таким требованиям. В достижении КВ 1 и высокой энергонапряженности топлива (короткие Т2 ) теперь нет необходимости , но КВ«1 остается необходимым, и в цикле U- Ри это достигается именно быстрыми реакторами . Таблица 1.6 показывает некоторые важные характеристики БРЕСТ.
Следует отметить, что мононитридное топливо использовалось успешно как горючее в реакторе БР-10 в России и в качестве экспериментальных топливных элементов в некоторых других реакторах на Западе. Также тяжелый теплоноситель (в форме расплавленной системы Pb -Bi) нашел использование в реакторах Российских субмарин больше чем 35 лет назад. Мы можем формулировать некоторые спецификации новой реакторной концепции следующим образом: Как упомянуто, в этих реакторах безопасность обеспечивается естественным образом, путем детерминистического исключения аварий с потерей теплоносителя, с неконтролируемым разгоном, пожаров, парового и водородного взрывов. Это обеспечивается при выполнении следующих критериев: 1-реактор должен быть разработан таким способом, чтобы полный запас реактивности был бы меньше 1$.2-Исключение опасных эффектов реактивности типа пустотного эффекта и др. 3- полное использование характеристик саморегулирования реактора за счет обратных связей. Эти пассивные особенности обеспечивают безопасность работы реактора в нормальных условиях и переходных и аварийных процессах. (Другими словами безопасность достигнута, используя материальные, тепловые, химические и нейтронные свойство топлива, теплоносителя и других компонентов реактора.) 4- Химически инертный теплоноситель, который имеет не слишком высокую точку плавления, но с высокой точкой кипения, исключающий риск опасных взаимодействий теплоноситель - вода или теплоноситель - воздух. Эти свойства предотвращают аварийные ситуации, которые могут развиваться до катастрофического уровня, 5-дополнительные свойства: естественная циркуляция теплоносителя в LOFA и в воздушной системе аварийного охлаждения. Эти факторы завершили бы безопасность системы. Качество естественной безопасности дает возможность упростить и удешевить проект и снизить требования к оборудованию и персоналу АЭС. (26) Обращение с радиоактивными отходами и их захоронение: В новом поколении АЭС с быстрыми реакторами БРЕСТ понятие естественной безопасности относится и к технологии окончательного захоронения РАО (28). Современная технология обращения и захоронения РАО вызывает в обществе сомнения в надежности геологических и исторических прогнозов на десятки тысяч лет для обоснования безопасности. Возвращение актиноидов и наиболее опасных и долгоживущих продуктов деления в реактор для их сжигания позволяет решить эту проблему приемлемым образом. Конечная цель естественной безопасности при захоронении РАО состоит в том, чтобы уменьшить радиоактивную токсичность РАО до уровня природного, извлекаемого из земли, урана, после их выдержки во временном хранилище в течение около 200 лет. Эта цель может быть достигнута, используя следующие меры: 1-использование изотопов U и Ри вместе с Am (возможно и Np) как топлива, 2-трансмутация наиболее долгоживущих продуктов деления (1-129, и Тс-99). 3- утилизация Sr и Cs как стабильных источников тепла и гамма излучения. Малоактивный 237Np можно сжигать и захоранивать с радиоактивными отходами, что исключит его, принципиально возможное, использование в ядерном оружии .
Определение коэффициента теплоотдачи
В современном мире исследования ресурсов энергии представляют собой одну из наиболее важных областей прикладных программ. При ожидаемом удвоении народонаселения мировая потребность в электрической энергии и топливе к середине следующего столетия увеличится, по крайней мере, в 3 и 2 раза, соответственно (30). Исследования не только желательны но также и необходимы. Теперь несколько слов вокруг этого утверждения. Таблица 1.7 показывает прогнозы мирового производства энергоресурсов (31). По данным этой таблице в настоящие время около 77% производства энергоресурсов обеспечивается нефтью, газом и углем Удо 2050 года уменьшается до 66-69 % . По мнению некоторых ученых пока рано говорить о глобальном исчерпании этих ресурсов , но всё же они принципиально ограничены, особенно нефть и природный газ. Таблица1.8 показывает последние оценки разведанных ресурсов минерального топлива земли. По этим оценкам ресурсы углеводородных топлива достаточны в течение ещё 40 лет по нефти,70 лет по природному газу и 230 лет по углю. У большинства специалистов нет сомнений относительно снижения доли нефти. Но как видно из таблицы к 2050 году нефть ещё будет обеспечивать около 25% общего производства первичной энергии, а поскольку доля газа в этот период растет, общее участие ископаемых топлив в мировом балансе первичных энергоресурсов уменьшается медленно и их доля снижается плавно. Поэтому надо, используя другие источники энергии, сначала компенсировать дефицит ископаемых ресурсов энергии и потом на смену нефти и природного газа должен придти новый источник (32). Поэтому если мы хотим поддерживать прогресс цивилизации, мы должны найти решение задачи ресурсов энергии следующего столетия, не теряя времени. С другой стороны, мы должны иметь в виду, что, если в прошлом нахождение ресурсов энергии было задачей с одной или двумя важными переменными, то в настоящее время необходимо учитывать множество зависимых и независимых факторов. Ученые различных областей наук (от гуманитарных наук до областей теоретической и прикладной физики) должны работать вместе, чтобы найти региональные и глобальные решения этой задачи. Необходим учёт опыта, связанного с традиционными ресурсами энергии .изучение аварий и их последствий, таких эффектов как: загрязнение среды, парниковый эффект, выброс радиоактивности в окружающую среду при нормальной работе или в результате аварий или внешних воздействий, необходим и анализ экономической эффективности разных энергетических технологий. Такой анализ приводит учёных к новым идеям о путях развития энергетики в следующем веке. В результате должны быть выбраны топливные ресурсы и технологии, удовлетворяющие ряду критериев. К главным критериям относятся : ресурсы топлива для долговременного развития, сохранение ресурсов для неэнергетических нужд и для экспорта, энергетическая эффективность и экономика, безопасность, био -нейтралитет (или, по крайней мере, незначительность воздействия на окружающую среду),доступность и простота технологии (33,34). По сравнению с другими источниками энергии3 и с точки зрения упомянутых выше критериев многие ученые думают, что на смену ископаемым источникам придет ядерная энергия и АЭС были бы лучшим выбором, но только после их радикальных усовершенствований (35). Они думают, что неизбежно вытеснение нефти и газа сначала делением урана в тепловых реакторах и затем делением Ри в быстрых реакторах. По их мнению, замещение ядерной энергией значительной части традиционных источников может идти медленно и вероятно в течение не меньше 80 лет. (36,37) Что касается радикальных усовершенствований АЭС, один из наиболее важных пунктов состоит в изменении философии их безопасности. Как уже упоминалось речь идет о достижении безопасности не столько за счёт наращивания инженерных систем и требований для снижения вероятности аварий, сколько за счёт использования физических и химических качеств и закономерностей, присущих реакторам, топливу, теплоносителю, и т.д. (естественная безопасность ), что позволяет детерминистически исключить наиболее тяжелые аварии без большого усложнения и удорожания АЭС. Есть много статей, содержащих детали этой точки зрения и различных методов, рекомендуемых для достижения этой цели (6,22,25,26,28,38-41). В некоторых из этих статей показано, что ядерная технология естественной безопасности(ЯТЕБ) может быть разработана и продемонстрированы в течение 15-20 лет, не уходя далеко от уже существующей ядерной техники. 1.3.3.2. Роль развивающихся стран в структуре энергетики мира Другой важный факт, который надо отметить- это доля разных стран мира в балансе энергии и структуры потребления энергии. График 1.3 показывает прогнозы региональной структуры потребления энергии в 2020(a) и 2050году(б). (42). По этим графикам доля развитых стран снизится от 42% в 1990 году до 21-27% в 2050 году. Наоборот, доля развивающихся стран возрастает с 36% в 1990 г. до 61-61% в 2050 г. Увеличение доли развивающихся стран происходит вследствие роста населения, развития материального производства, создания инфраструктуры и повышения жизненного уровня населения. Для развивающихся стран особенно важен учет их экономического потенциала, технологических и экспертных возможностей. Два главных фактора делают азиатские развивающиеся страны заинтересованными в разработке адекватной энергетической технологии: быстрый рост населения и стремление к экономическому росту, что требует большого увеличения производства энергии. Необходимо в полной мере учесть опыт Запада в развитии энергетики в этом веке, і;.пользовать развитые на западе технологии, не повторяя ошибок. Насып ,:не западных стран энергией и стабилизация мирового топливного рынк:: и; і пели к стагнации -даже депрессии там ядерной энергетики. Поэтому зат ; .ресованные в ней страны Азии должны проявить собственную инициатш; is развитии ядерной технологии для своего развития. В связи с вышесказанным и чтобы исси жать возможность реализации идеи о ЯТЕБ, мы выполнили предварителы, ::i обзор перспектив развития ядерной энергетики в Иране в течение с.;; імощих нескольких десятилетий (приложение I). Там мы показали, что ; .; питие АЭС нового поколения доступно в течение несколько лет даже стр.не имеющим пока ядерной технологии. В результате обзора литературы показана нео , димость создания быстрого реактора с повышенной безопасностью д. крупномасштабной энергетики.
Приближение нулевого времени жизни нейтронов
Некоторые проектные характеристики БН-600: Электрическая мощность — 600 Мвт, тепловая мощность —1470 Мвт, температура пара — 505С ,давление пара — 13,7 Мпа, термодинамический КПД брутто — 40,59%. собственные нужды в электроэнергии — 6,7%. Технологическая схема передачи тепла от активной зоны реактора к турбоустановке трехконтурная: первый контур с радиоактивным натрием, второй — с нерадиоактивным натрием и третий —пароводяной. Компоновка реактора интегральная, все основное оборудование и трубопроводы 1-го контура расположены внутри корпуса реактора. Масса реактора в сборе — 3900 т.: общее количество натрия в установке составляет 1900 т.(70)
В проектном варианте активная зона имела две зоны обогащения по U-235 (21 н 33%), максимальное выгорание 9,7% т.а. н двух- и трехкратную схему перегрузки соответственно по зонам. Это предполагало проведение перегрузки 2 раза в год через 165 эф. сут. работы реактора. Однако полученные к моменту пуска энергоблока БН-600 результаты эксплуатации тепловыделяющих сборок энергоблока БН-350, имеющих те же конструкционные материалы, привели к ограничению выгорания топлива до 7.3% т.а. и необходимости перегрузки 3 раза в год через 100 эф.сут. Но даже и при этих выгораниях к концу каждого цикла работы наблюдались существенные разгерметизации твэлов. По этой причине энергоблок работал на сниженном уровне в четырех циклах и непланово разгружался до нулевой мощности 5 раз.(71)
В проекте реактора БН-600 заложена высокая энергонапряженность активной зоны, Максимальная линейная нагрузка-540 вт/см, температура оболочек твэлов — 7ЮС (при удельной мощности 810 КВт/л). Однако конструкционные материалы и проектное решение по перестановкам с поворотом периферийных сборок при перегрузках не смогли обеспечить достижение установленных проектом выгораний топлива 9,7% т.а. За период эксплуатации зафиксировано 119 ТВС с негерметичностью твэлов по газу и 80 ТВС с негерметичностью твэлов по топливу, для поиска и перегрузки которых энергоблок 6 раз внепланово разгружался и 3 раза ограничивалась его мощность. Ограничение максимального выгорания величиной 7% т.а. не исключило разгерметизации оболочек твэлов, они происходили до 18 микрокампании (01.1987 г.)(72)
Все таки с 1980 по 1986 гг. реактор БН-600 работал с активной зоной первого типа загрузки при фактическом максимальном выгорании топлива 6,1% т.а. в ТВС зоны малого обогащения (ЗМО) и 8.3% т.а. в ТВС зоны большого обогащения (ЗБО)(Первоначальные проектные значения составляли 7,0 и 9,7% т.а. соответственно.).
Для повышения ее надежности и исключения разгерметизации твэлов проведен значительный комплекс работ по переводу реактора на модернизированную активную зону.
В течение 1986—1987 гг. в целях повышения надежности работы активной зоны и повышения допустимого выгорания топлива была осуществлена первая модернизация активной зоны с введением еще одной зоны обогащения — зоны среднего обогащения (ЗСО) — за счет уменьшения ЗМО и ЗБО; при этом максимальное выгорание топлива составило в ТВС ЗМО 6,5, в ТВС ЗСО 6,9 и в ТВС ЗБО 8,3% г.а.(73)
В 1988—1990 гг. реактор работал с этой активной зоной. Ее отличительными особенностями явились переход на трехзонную компоновку (обогащения 17,21 и 26% по U-235 максимальное выгорание 8,3%), отказ от поворотов и перестановок сборок, увеличение высоты активной зоны с 75 см до 100 см с уменьшением линейной нагрузки с 51 до 47 кВт/м. Схема перегрузки для зон 17 и 21%— 2-кратная, а для зоны 26%— 3-кратная через 165 эф.сут, работы реактора; применены новые конструкционные материалы чехла (аустенитная сталь 08Х16Н11МЗТ ХД. ферритно-мартенситная сталь ЭП-450) и оболочек твэлов (стали аустенитного класса ЭП-172ХД, ЧС-68ХД); изменена технология эксплуатации ТВ С. (74) Переход на эту активную зону привел практически к прекращению разгерметизации твэлов и позволил поставить задачу дальнейшего повышения выгорания топлива.. В результате принятых мер нарушений нормальной эксплуатации блока из-за разгерметизации оболочек твэлов ТВС после 18-й микрокампании не было. В активной зоне первой модернизации (01М) с максимальным выгоранием топлива 8,3% т.а.(75) в качестве конструкционных материалов использовались для чехлов ТВС сталь 08Х16М11 МЗТ ХД, а для оболочек твэлов сталь ЭИ-847 ХД. Максимальная повреждающая доза твэла ограничивалась величиной 58 сна (76), а в целом для ТВС с холодно- деформированными конструкционными материалами —величиной 54 сна (77). Для обоснования повышения выгорания проведены реакторные испытания ТВС активной зоны реактора БН-600 и после реакторные исследования ТВС с новыми конструкционными материалами: сталью ЭП-450 для чехлов ТВС и сталью ЧС-68ХД для оболочек твэлов. Определено, что сталь ЭП-450 имеет высокую радиационную стойкость до повреждающих доз 95—100 сна (76-77-78). Радиационное распухание чехлов из стали ЭП-450 при таких дозах не превышает 0.5%. Исследования оболочек твэлов из стали ЧС-68 ХД показали, что предельно допустимая деформация оболочек твэлов составляет 4,5%. Такой уровень деформации будет достигнут при повреждающей дозе 100 сна(76-78). Результаты исследований ТВС с новыми радиационно-стойкими сталями ЭП-450 и ЧС-68 ХД позволили обосновать возможность повышения выгорания топлива не менее 10% т. а. Было принято решение и осуществлен перевод активной зоны с максимальным выгоранием топлива 8,3 % т.а. (01М) на активную зону с максимальным выгоранием 10 % т.а. (01М1).(79)
В течение 1991—1993 гг. был осуществлен перевод реактора на активную зону второй модернизации, максимальное выгорание топлива составило в ТВС ЗМО 9,0. в ТВС ЗСО 9.5 и в ТВС ЗБО 10.0% т.а.(80).
Для обеспечения необходимого запаса реактивности и более высокого выгорания топлива1 в активной зоне второй модернизации увеличена загрузка топлива в ТВС на 4% за счет увеличения высоты активной части со 1000 до 1030 мм и эффективной плотности топлива в твэлах с 8,5 до 8,6 г/см3 . Наружная боковая зона воспроизводства увеличена на 16 ТВС и соответственно внутриреакторное хранилище уменьшилось на 16 ТВС . Схема перегрузки ТВС активной зоны 01 Ml трехкратная, равномерно-частичная, т.е. за одну перегрузку выгружается равномерно по всей зоне 1/3 ТВС отработавших свой ресурс — 480 эф. сут.(81)
Работы по повышению выгорания топлива базировались на массовых реакторных испытаниях опытных тепловыделяющих сборок. Всего прошли облучение 552 опытных тепловыделяющих сборки (более 70 тыс. твэлов ). В том числе закончены испытания сборок с двуокисным уран-плутониевым виброуплотненным топливом и продолжаются испытания сборок с двуокисным уран-плутониевым таблеточным топливом для реактора БН-800. (84)
