автореферат диссертации по энергетике, 05.14.16, диссертация на тему:Обоснование повышения безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель

РГБ ОД

На правах рутт1с!Р^ ^000

Наимиддин Матаджи-Каджури

Обоснование повышения безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высокскипяшпй теплоноситель

05.14.16-технические средства и мстог.и защиты окружающей среды (промыт !е">' ■

Атггппр^рпят

-----Г - X -I----

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических на^тс

Москва-2000

Работа выполнена в МФТИ

Научный руководитель: доктор физико-математических наук, профессор,

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор В. И. Рачков

Ведущая организация: МИФИ " Московский инженерно- физический институт "

Защита диссертации состоится " 27 " июня 2000 г. в аудитории № 305 в 14 час. 00 мин на заседании диссертационного совета Д 053.20.03 в Московском государственном открытом университете по адресу: 129805, г.Москва, ул. П.Корчагина, д.22.

Отзывы на автореферат в 2-х экземплярах, заверенные печатью учреждения, просим направлять по адресу: 129805, г. Москва, ул. П.Корчагина, д. 22 ученому секретарю диссертационного совета Д 053.20.03.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке московского государственного открытого университета.

Автореферат разослан " " мая 2000 г

Ученый секретарь

академик РАЕН, В.В. Орлов

кандидат физико-математических наук, доцент П.Н. Алексеев

кандидат технических наук, доцент

диссертационного совета

^ Ч£0.3 - СЧ6.М/Л ис п

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

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-физичсском обосновании безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель, путем использования приближения «нулевого времени жизни нейтронов».

Апробапия 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.

з

Содержание работы

В первой главе проанализировано развитие АЭС в мире и перспективы их дальнейшего развития . При этом обсуждались особенности современной ядерной энергетической технологии и причины замедления развития АЭС в последние десятилетия и излагаются основные характеристики проекта БРЕСТ, который по мнению его авторов считается путем устранения препятствии дальнейшего развития АЭС в наступающем веке. Особенности современной ядерной энергетики:

1- АЭС развивались только в ограниченном числе стран мира. 2- J1BP составляют большинство среди построенных работающих реакторов. 3- АЭС развивались на основе использования низкообогащенного или естественного урана. 4- Построили АЭС на основе использования дешевого урана. 5- Высокий удельный расход природного урана. 6- Низкая стоимость ядерного топлива в сравнении с обычными топливами, но высокая капитальная стоимость АЭС. 7- Безопасность АЭС основана в основном на использовании инженерных мер и средств (барьеры, резервирование), чтобы уменьшить вероятность аварии или их последствия. Все-таки АЭС сам по себе опасен в результате высокого давления, большого запаса реактивности и т.д. Роль характеристик современных АЭС в ограничении их дальнейшего развития: Выше сказанные особенности открыли путь развития АЭС в начале их возникновения, но не способны или даже в некоторой мере мешают их дальнейшему развитию в мировом масштабе, потому что:

1. Сейчас большинство стран в которых распространены АЭС не заинтересованы в развитии АЭС, перестали строить новые АЭС и атомная энергетика в странах запада не только находится в стагнации, но даже в депрессии. 2. Принимая во внимание ресурсы дешевого урана, крупномасштабное и долговременное развитие ядерной энергетики на современных реакторах ограничено. 3. При значительном удорожании урана АЭС теряют конкурентоспособность. 4. Высокий уровень удельного расхода природного урана уменьшает интерес к таким АЭС с точек зрения долговременной перспективы и зависимости от поставщиков. 5. Использование воды в качестве теплоносителя приводит к увеличению рабочего давления в корпусе реактора, и запасу реактивности ДК »р^ф что отрицательно влияет на безопасность( LOCA, разгон). 6. Проблема

безопасности является важной причиной сомнений в обществе о целесообразности АЭС.

Принимая во внимание прогнозы по ресурсам традиционных источников энергии, росту населения земли и росту потребления энергии и особенно электричества с одной стороны и потенциал быстрых реакторов в воспроизводстве делящегося материала с другой стороны, были созданы первые опытные быстрые реакторы с следующими обшими характеристиками:!. Все основаны на цикле U- Ри 2. Во всех в качестве теплоносителя используют жидкометаллический теплоноситель, в основном натрий. Причем одно из важных требования к этим реакторам было короткое время удвоения.

На КР ттр пягплпгтпятш"т1тгт. пгтгтгтрлтп-

1. Использование натрия приводит к сложности АЭС с точек зрения сооружения, эксплуатации и безопасности. 2. Дороговизна АЭС на основе Б.Р. так, что капиталовложения в Б.Р. много больше чем в JIBP.3. Проблема распространения ядерного оружия.

Некоторые причины ограничения роли АЭС (около 17% ) в обеспечении энергетических нужд мира: Как уже упоминалось, АЭС не распространились так,

как ожидалось и даже в последующие десятилетия ожидается снижение ядерной доли в мировом производстве энергии. Разработка быстрых реакторов в США, а теперь в западной Европе практически свернута. Причины этого состояния в следующем: 1. Потребление энергии увеличивалось не так, как предполагалось ранее и мировой рынок топлива стабилизировался 2. Ресурсы нефти и газа как дешевого топлива не исчерпаны и даже цены на обычные топлива уменьшились. 3. Большая авария на АЭС TMI в США и затем катастрофа на ЧАЭС в СССР, удорожание АЭС при повышении безопасности. 4. Быстрые реакторы не получили распространения. 5. Проблемы радиоотходов и распространения ядерного оружия. Уроки Чернобыльской аварии и некоторые важные результаты: Хотя эти причины очень сильно повлияли на развитие ядерной энергетики, но одновременно способствовали развитию ядерной технологии: 1. Программы усовершенствования существующих АЭС и проектирование АЭС нового поколения.2. Возникновение и распространение новых идей о методах обеспечения безопасности и экономичности: внутренне присущая (или естественная) безопасность: 1. Исключение катастрофических аварий детерминистическим образом 2. Гармоническое удовлетворение на этой основе требований экономики и безопасности. 3. Распространение принципов « естественной безопасности» с реакторов и АЭС на весь ядерный топливный цикл.

Перспективы развития ядерной энергетики: Новый этап в развитии ядерной энергетики сочетается с некоторыми результатами окончания холодной войны и с развитием новой ядерной технологии, которая, по мнению её авторов, одновременно реализует требования естественной безопасности, экономичности АЭС, нераспространения ядерного оружия и накопление ядерных отходов(внутренние возможности развития ЯЭУ). Кроме того, возникла заинтересованность развивающихся стран в развитии АЭС (внешние возможности развития ЯЭУ). Мы рассмотрели эти поняли* следу^ощ!**' обп22Л*''

1.А)Некоторые результаты окончания холодной войны: 1-Возможность и целесообразность использования делящихся материалов в качестве топлива АЭС. 2- В результате программ разоружения получается довольно большое количество высокообогащенного урана и плутония, и еще важнее, что много Ри накоплено в отработавшем ядерном топливом(ОЯТ), так что цикл на основе V- Ри становится более реальным, экономичным, целесообразным и доступным.

1.Б)Концепция БРЕСТ как гармоническое решение проблем безопасности и экономичности ЯЭУ:

1.Б.1. Структура безопасности БРЕСТ: В этих реакторах безопасность обеспечивается естественным образом путем детерминистического исключения аварий с потерей теплоносителя, с неконтролируемым разгоном, пожаров, парового и водородного взрывов. Естественная безопасность дает возможность упростить и удешевить проект и снизить требования к оборудованию и персоналу АЭС. 1.Б.2.0бращение с радиоактивными отходами и их захоронение: 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. 1.Б.З.Нераспространение ядерного оружия: Хотя задача нераспространения ядерного оружия - политическая , которая не может быть решена только техническими мерами, в проекте БРЕСТ предусматриваются меры , чтобы уменьшить риск получения оружейных материалов. Эти меры предотвращают производство Ри оружейного качества, извлечение Ри из отработанного топлива и разделение 11 и Ри и наконец, кражи топлива

1.Б.4. Топливо и экономия урана : 1.В БРЕСТ КВ а 1. Это означает, что он способен производить столько делящегося материала, сколько сжигается в нем. Поэтому БРЕСТ самообеспечивающий. 2. Первоначальное топливо будет получено от переработки

топлива ВВЭР-1 ООО. Перегрузка БРЕСТ нуждается в использовании малых количеств

обедненного или природного урана, количество которого фактически неограниченно. Поэтому БРЕСТ приводит к такому снижению расхода природного урана, что становятся приемлемыми его бедные месторождения и мы вправе считать его ресурсы неисчерпаемыми.

2. Внешние возможности развития ЯЭУ- ресурсы энергии наступающего столетня 1.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. 2. По сравнению с другими источниками энергии и с точки зрения упомянутых выше критериев многие ученые думают, что на смену ископаемым источникам придет ядерная энергия и АЭС но только после их радикальных усовершенствований. 3. вытеснение нефти и газа осуществляется сначала делением урана в тепловых реакторах и затем делением Ри в быстрых реакторах. Замещение ядерной энергией значительной части традиционных источников может идти медленно в течение наступающего века.

2.1Роль развивающихся стран в структуре энергетики мира:1- Увеличение доли развивающихся стран мира в балансе энергии и о С1рук1уре потребления энергии. 2-Развитие АЭС нового поколения доступно даже странам, не имеющим пока ядерной

технологии.

В результате обзора литературы показана необходимость создания быстрого реактора с повышенной безопасностью для крупномасштабной энергетики. Особое внимание обращено на анализ литературы, связанной с изучением безопасности реактора и в основном с изучением разгона в быстрых реакторах. В работе рассмотрена модель Фукса, которая простым путем дает возможность оценить основные параметры разгона. Одна из важнейших задач обоснования ядерной и экологической безопасности реактора состоит в анализе протекания и результатов аварии, связанной с быстрым вводом положительной реактивности р(1), вызывающей нейтронную вспышку мощности с ростом температуры топлива.

Вторая глава посвящена рассмотрению нейтронно-физических особенностей поведения быстрых реакторов при разгоне. Такое рассмотрение позволяет сравнить

поведение быстрых реакторов разных типов и понять необходимость перехода на высокотеплопроводное топливо и высококипящий теплоноситель. Поэтому основная часть 2-ой главы посвящена разработке простейшей модели разгона реактора на мгновенных нейтронах вследствие ввода положительной реактивности p(J) в

линейном виде со скоростью р. В главе обсуждаются следующие параметры: 1. Время температурной релаксации топлива(д), за которое разность между температурой топлива и теплоносителя уменьшается в « е» раз. Если время разгона много меньшей, можно пренебречь теплоотдачей от топлива к теплоносителю, и тогда изменение температуры топлива описывается адиабатическим приближением. 2. Мгновенная обратная связь: В случае когда реактивность обратной связи состоит только из реактивности обратной связи топлива, коэффициент мгновенной реактивности определяется используя адиабатическое приближение. Обычно мгновенный эффект реактивности в свою очередь слагается из нескольких составляющих. В быстром реакторе с керамическим топливом основная составляющая мгновенных эффектов обусловлена эффектом Доплера, хотя и аксиальное расширение топлива и его изгиб дают значительный вклад.

2.3 Запаздывающие нейтроны: Как известно при рассмотрении поведения реакторов в переходных процессах и анализе безопасности быстрых реакторов, запаздывающие нейтроны играют важную роль. В работе было учтено, что:1. Если характерные времена переходных процессов намного меньше времени распада предшественников

(—) - быстрый разгон на мгновенных нейтронах, тогда можно пренебречь их

Л

эффектом во время процесса в маленьком интервале времени. 2. Изменение за время разгона эффективной доли запаздывающих нейтронов не очень влияет на протекание быстрых переходных процессов, в том числе разгона на мгновенных нейтронах.

Используя это, решая уравнение одноточечной кинетики реактора для p(t)= р t найдем основные параметры процесса до и после того, как реактор стал критичным на мгновенных нейтронах. В работе найдены выражения для расчета следующих параметров: Максимальная мощность, достигнутая в процессе разгона .ширина линии вспышки, изменение мощности p{t) вблизи максимума, полная выделенная энергия, рост температуры топлива в процессе разгона и интервал между вспышками. Выше:

р- _ эффективная доля запаздывающих нейтронов, т -время жизни мгновенных нейтронов в реакторе. Усредненная по вспышкам температура топлива может быть найдена из равенства между полной вводимой реактивностью и полной реактивностью обратной связей во время процесса. Таблица 1 и рисунок 1 показывают результаты применения модели для БР с однородным по составу топливом из UN- PuN и со следующими параметрами: Р(0)=Р0 =60вт/гр и

Т(0)=Т0=Ю00К, dp/dT=(5.2x 10"3/Т)+(1.бЛ(Г^, Р=.004 и t=7.W7c. при р в

диапазоне (10-50) [Ус ( рисунок относится только к р =10(Ус.)

Третья глава посвящена расчету нейтронно-физических характеристик, поля температуры, средней температуры топлива и эффектов реактивности реакторов БН-600 и БРЕСТ-300, чтобы определить необходимые данные для изучения и сравнения поведения двух типов быстрых реакторов( БРЕСТ-300 реактор с нитридном топливом и высококипящим (свинцовым) теплоносителем и БН-600 с окисном топливом и натриевым теплоносителем). При этом использовались программы SINVAR для расчетов нейтронно-физических и кинетических параметров реактора и программы PRECON для расчета микросечении материалов активной зоны. Поля температуры компонентов активной зоны рассчитывались с помощью программы TEMPERATURE, написанной автором на языке Фортран. В начале главы дан обзор эволюции активной зоны реактора БН-600. Предполагая, что топливо свежее, данные по составу и геометрии активной зоны второй модернизации использовались в расчетах. На основе этих данных и размещения органов управления и защиты(ОСУЗ) выбрали 4 варианта в качестве гомогенного состава активной зоны реактора: А.З. без каких-либо ОСУЗ, А.З. без каких-либо ОСУЗ но с учетом их конструкционных материалов, А,3. с органами КС, А.З. с органами аварийной защиты. Используя получаемые таким образом концентрации материалов и данные и расчетную модель активной зоны в R-Z геометрии проводились расчеты реактора БН-600 с помощью программы sinvar. В таблице 2 приведены результаты расчетов Р,г для первого варианта. Причем в результате расчета получается 26 групповой поток и ценности нейтронов и спектр нейтронов в активной зоне и бланкетах реактора и распределение энерговыделения в активной зоне. Поскольку в расчетах разгона и температурных эффектов реактивности нам нужны знания температуры топлива и других компонентов активной зоны реактора, мы должны были рассчитывать эти температуры. С этой целью автором

р 'о V /Ре р„, ¿(Ю"> <3 ДТ Л'ш,

10 0.1 30 5967 5.734 34 153 0.025

50 0.02 13 65000 1.603 105 471 0.015

•мощность в единиц5. реактивность $, время секунды, температура в (°С),энергия ДЖ,

В таблице. ^ _ ^^р ( м0щН0СТЬ в ¿0> Др0- реактивность обратной связи до (0, РтйХш максимальная мощность импульса, А ширина импульса, Q - энергия освобождаемая в процессе, ДГ • подогрев топлива относительно теплоносителя, Д/^ - время между вспышками.

Таблица 2. Результаты расчетов доля запаздывающих нейтронов, время жизнь мгновенных нейтронов и коэффициенты реактивности реактора БН-600

Рэф Т ДКР ЭАРТ тнэ теэ мдэ

7.179Х10"3 4.156X10"' -5.16Х 10~3 -2.5 X 10"6 -3.06ХЮ"6 2.32x10-' -2.5 X 10*

Таблица 3. Результаты расчетов доля запаздывающих нейтронов, время жизнь мгновенных нейтронов и коэффициенты реактивности реактора БРЕСТ-300

№ Варианта Р Г ДКР ЭАРТ

1 3.572X10' 4.317Х10-' -4.015Х 10"' -1.49x10"6

2 3.548X 10' 5.33 х 10"'

4

140 г

8000-eooof

400CJ-2000 "

, t>to

i_L

0 0.03 0.06 0.09 0.12 0.15

Врсмя(сек)

Рис.1.а . Поведение мощности реактора при быстром вводе реактивности.

Щ :

о

ооо ос г 0 04 о os coi oro о i г си о 1в В ре« «(сек)

Рис. 1.6 Рост температуры топлива при линейном вводе положительной реактивности{ О** 0.0.

т- 16 0 0

Р 12 0

создана программа TEMPERATURE на языке Фортран. В программе принимались следующие предположения: 1. коэффициент теплопроводности топлива постоянный. 2. Теплофизические характеристики теплоносителя относятся к средней массовой температуре теплоносителя по длине каиадз. 3. Температура теплоносителя на входе одинаковая и на выходе равна средней выходной температуре теплоносителя. 4. Только для расчета температуры теплоносителя принимали, что закон изменения энерговыделения по высоте активной зоны имеет косинусоидальный вид и не имеет радиальной зависимости. Для расчета коэффициента теплоотдачи использовали общепринятые формулы для жидкометаллических теплоносителей. Для расчета локальных температур топлива, зазора и оболочки, используя локальные энерговыделения, получаемые из нейтронно-физических расчетов, рассчитывали линейный поток тепла и решая уравнение теплопроводности для каждой из областей нашли соответствующие температуры. Дальше мы рассчитывали температурные эффекты реактивности в реакторе БН-600. МЫ проводили эти расчеты прямым путем т.е. рассчитывали коэффициенты размножения при нескольких разных температурах интересующих компонентов активной зоны. Для расчета каждого коэффициента размножения все остальные переменные( температуры других компонентов), кроме изучаемого, считали постоянными. Коэффициенты реактивности рассчитывались прямым путем. Температурные эффекты реактивности топлива складывается из доплеровского эффекта и эффекта расширения топлива. Доплеровская постоянная рассчитывалась тоже прямым путем. Для расчета эффекта расширения топлива использовались последние данные по термическому расширению топлива и изменению плотности топлива с его температурой. Температурные эффекты теплоносителя и оболочки рассчитывались подобным путем, используя данные по изменению плотности натрия и стали( сталь в твердой фазе) с температурой. В таблице 2 представлены результаты расчетов этих эффектов реактивности. Пустотные эффекты

натрия получены, используя: ПНЭР=--î----- и для нескольких

•M100%№ï) K^(p%Na)

точек, приведенных в таблице 2. Мы гоже рассчитывали мощностнопз доплеровского эффекта реактивности с помощью программы SINVAR и TEMPERATURE. При этом мы предполагали, что расход и подогрева теплоносителя в активной зоне реактора не изменяется. В таблице 2 также приведен этот эффект реактивности. Подобные расчеты проводились для реактора БРЕСТ-300. Сначала принимая во внимание основные геометрические размеры, состав и объемные доли материалов в

различных зонах реактора предполагали 2 расчетные модели активной зоны (реактор с ОСУЗ и без ОСУЗ) в R-Z геометрии. Рассчитывая реактор для этих моделей, вычислили нейтронно-физические характеристики реактора. Таблица 3 показывает результаты расчетов Р,гдля двух вариантов. Как понятно из конфигурации активной зоны, эффект ОСУЗ, которые находятся за пределами активной зоны, сказывается на утечке нейтронов из активной зоны, а не на уровне потоков внутри активной зоны, как в БН-600.

Тоже проводился расчет энергетического рас1тгмап,аг,рччя р^тплипп п яггивяпй чпи*» БРЕСТ-300. Сравнение спектра нейтронов в БН-600 и в БРЕСТ-300 показывает, что в области более 1.5 Мэв поток нейтронов в БН-600 более жесткий, чем в БРЕСТе, но в области энергий 0.05<Еп< 1.5 положение изменяется. Более заметна разница в резонансной области энергии. Мы рассчитывали эффект Доплера и эффект аксиального расширения топлива в реакторе БРСТ-300, которые полезны в изучении процесса разгона. В таблице 3 тоже приведены результаты расчетов этих эффектов. В четвертой главе с помощью модели, описываемой во второй главе и результатов расчетов полученных в третьей главе, обсуждается поведение реакторов БН-600 и БРЕСТ-300 при разгоне в результате ввода положительной реактивности в линейном

виде со скоростью 10-50/7^, и сравнивая их поведение показывается преимущество

БРЕСТ-300 над БН-600 Используя результаты нашего исследования излагается теория «нулевого времени жизни нейтронов», её особенности и применимость в изучении переходных процессов в быстрых реакторах (именно в быстрых реакторах). В таблице 4 приведены результаты расчетов для БН-600 и БРЕСТ-300. Было установлено, что в обоих случаях ввод линейной положительной реактивности приводит к следующему: реактор становится критичным на мгновенных нейтронах и в результате возникают вспышки, в каждой из которых средний подогрев топлива увеличивается на около 150° С в БН-600 и около 120 °С в БРЕСТ-300. Продолжение ввода реактивности возбудит второй импульс. В результате возникновения второго импульса в то время, как в БН-600 центральные части самых напряженных твэлов начнут плавиться, в реакторе БРЕСТ-300, пока максимальная температура топлива далека от температуры плавления топлива(~ 3000°С), не возникает его разрушения. В результате продолжения ввода реактивности температура топлива в БРЕСТ-300 плавно повышается и приближается к температуре плавления. Конечное состояние реакторов зависит от вводимой реактивности, но в то время, как предел реактивности, приводящий

Таблица 4.а

Тип" Р,1 в Тмж Т 5 '«рея

1 49 0.91 800 608 200

2 120 1.505 2300 1145 480

1-БРЕСТ-300,2-БН-600, * мощность в единице /Вт/ \ , время секунды, -температура в ('С)

1 /Гр>

Таблица 4.6

№ Рх .Ртах 6 е Д Т Д'™

2 6290 1.9x10' .0033 63 157 0.014

1 1780 6.2 х 10 3 .0047 29 118 0.014

4 2800 2.08 х10' .00093 193 510 0.0087

3 794 6.8 х 10 ' .0013 90 376 0.013

В таблице: I- БРЕСТ-300, 2- БН-600 ПРИ ¿«10% • 3 -БРЕСТ-300, 4- БН-600 • мощность в

единице {Вт/ ) , реактивность $, время секунды, температура в (°С),энергия ДЖ.

топливные сердечники реактора БН-600 к опасности, не очень велик и находится около - \р. в реакторе БРЕСТ-300 это не происходит до 2(3. Поскольку время температурной релаксации твэл в БРЕСТе не велико(около 1с), после седьмой вспышки необходим учёт теплоотдачи к зазору, оболочке и теплоносителю и наступает другой режим разгона с разрушением топлива. По оценкам, сделанным другими авторами, температура кипения свинца после разрушения топлива пе достигается, так

что теплового взрыва пе происходит. При вводе реактивности со скоростью р=50^1

возникает подобное поведение, но с большей скоростью.

Сравнение поведения БН-600 и БРЕСТ-300 при вводе положительной реактивности показывает, что основные различия между БН-600 и БРЕСТ-300 связаны с теплофизическими характеристиками двух типов реакторов и с начальными условиями ( до возникновения разгона), хотя и нейтронно-физические характеристики тоже играют важную роль.

Выполненные расчеты показывают, что для теплопроводного и термостойкого

топлива, например, нитридного с большим запасом АТт до температуры его

разрушения при скорости ввода реактивности р в десятки $/сек, рост температуры во вспышке оказывается небольшим, ДГ « ДТт . В этом случае возможно описание аварийного процесса усредненной по вспышкам мощностью р(1) что соответствует "

приближению нулевого времени жизни нейтропов(г =0)" при условии применимости: _

«1. в этом приближении быстрый разгон описывается уравнением:

р Л

Р тР(0-р(0-р(') + -~—-р{0- \(р(?)-Ро)-Ж' = Р^Рц, где р0 -исходная "с Ра о

мощность, д температурный эффект по топливу при мощности

р = р0,АТ„ = р • - превышение средней температуры топлива над температурой

теплоносителя при р = ра.

В работе рассматривалось это приближение при нескольких условиях. Ниже приведены эти условия и результаты рассмотрения

1. Предельный случай р,ф -> 0 . В этом случае рост температуры топлива при вводе реактивности р составит:

Д>

2.р^ > 0 и p{t) = pt, используя асимптотическое значение мощности при больших t

Д71 р-В В

для рост температуры топлива получим: —-= +---Здесь

^ Л 0(1-КО)/?

= рт = р0 • (1 + —. Показано, что в этом случае, предельный рост

Рш Л>

температуры топлива, за которым наступает его разрушение в результате фазовых

превращений и фрагментации (то предельная реактивность, не ведущая к разрушению

топлива) для термостойких и теплопроводных топлив могут существенно превысить

величину р, в зависимости от обратной связи и от его термостойкости и

аГ

Теплопроводности.

2.1 р< 1$/с и ^ <1. в этом случае существенным становится вынос тепла из

топлива с разогревом оболочек твэлов и теплоносителя, выносящего тепло из реактора. Между ними устанавливается распределение температур, растущих с pit). Величина обратной связи, учитывающей влияние всех этих компонентов, определяется

r(t\

мощностным эффектом реактивности>А>" мощностной эффект реактора

А

на исходной мощности р0. В этом случае уравнение одноточечной кинетики реактора на мгновенных нейтронах имеет решение в виде:

„<„,--Lii.

ff¥

fi Р Р

2.2 р<0.1$/с, кинетика реактора определяется запаздывающими нейтронами со средней постоянной распада X -0.1с'1, -^-<1. Среднее время жизни нейтронного

лр

поколения значительно увеличивается по сравнению с г, но остается небольшим

— <0,1с . Поэтому в уравнении кинетики---= -~Р(0 левая часть для

Л ----------- - Я dt____ - _ ра

малых р невелика и обуславливает лишь небольшое запаздывание в развитии разгона, вызываемого вводом реактивности p(t). получим: (() = р (1 , рО)^ и

0 Р о

ДТ(р) = р(1) ,

А То Р о

При медленном вводе допустимая реактивность рт определяется величиной мощностного эффекта р„ и пределами кратковременпого (десятки секунд) повышения температуры теплоносителя (кипение), оболочек твэлов (плавление) и топлива (разрушение). При рй масштаба р Эфф и больших запасах до критических температур пределы аварийного ввода реактивности без разрушения топлива и других экстремальных последствий могут быть также расширены за пределы р = Р эфф и для медленных процессов.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1.Создание в наступающем веке крупномасштабной ядерной энергетики является наиболее подготовленным и реалистическим путем решения ресурсных и экономических проблем. Это требует разработки нового поколения быстрых реакторов, отвечающих совокупности требований по экономике, топливному балансу, безопасности, обращению с ралиоотходами, предотвращению распространения ядерного оружия. Таким требованиям удовлетворяют быстрые реакторы с нитридном топливом и высококипящим свинцовым теплоносителем(БРЕСТ).

2. Проведено обоснование безопасности реактора БРЕСТ по отношению к реактивностным авариям, которое является одной из важнейших частей разработки реактора, Это вызывало необходимость совершенствования и упрощения расчетных моделей и методов, пока весьма громоздких для практического использования в ходе разработки.

3. Разработана методика оценки разгона на основе достаточно точного, и вместе с тем более простого описания процесса путем его усреднения по вспышкам, что соответствует приближению «нулевого времени жизни нейтронов». Использование такого приближения выполнено впервые в расчетном анализе быстрых реакторных процессов.

4. Для проведения нейтронно-физических расчетов использован комплекс программы ЗШУАЯ для гомогенизированного состава активной зоны реактора. Для расчета других параметров(стационарная температура топлива, теплоносителя, оболочки и средняя температура топлива) использована программа ТЕМРЕИАТ1Л1Е.

5. Изучение и сравнение поведения ректоров БРЕСТ-300 и БН-600 при разгоне с помощью одноточечной модели кинетики реактора и теплогидравлические расчеты дали следующие результаты:

- В результате ввода положительной реактивности в линейном виде и возникновения обратной связи в обоих случаях происходят серии вспышек и реактор становится критичным на мгновенных нейтронах.

- В то время как использование окисного топлива (1Ю2) в БН-600 приводит к высокой температуре топлива в центральной части топливного сердечника, использование нитридного топлива приводит к существенно меньшей рабочей температуре топлива.

- В то время как ввод реактивности со скоростью 10-50$/с и с полной реактивностью меньше 1$ в реакторе БН-600 может привести реактор к разрушению части твэлов, в реакторе БРЕСТ-300 это не происходит до 2. $.

- Использование окисного топлива в БН-600 приводит к высокой рабочей температуре топлива, и наоборот БРЕСТ работает при существенно более низкой температуре (по сравнению с БН-600), поэтому разгон в БН-600 быстрее, чем в БРЕСТ приводит к плавлению топлива.

6. Проведенный анализ показал, что реактор типа БРЕСТ имеет повышенную безопасность, т к. в нем практический исключены быстрые разгоны, приводящие к авариям с катастрофическим последствием.

Публикации по теме диссертации

1. Н. Матаджи-Каджури Сценарии развития ядерной энергетике в Иране на ВВЭР-1000 и быстрых реакторах нового поколения «БРЕСТ», Ядерная энергетика, приложение к № 2,1999

2. Н. Матаджи-Каджури, Аварии разгона быстрого реактора, простейшие модели и закономерности(часть I), Ядерная энергетика, № 2,2000

3. Н. Матаджи-Каджури, Аварии разгона быстрого реактора, простейшие модели и закономерности(часть II), Ядерная энергетика( в печати).

Пет. л. ¿г_Тираж /Ср Заказ

Типография МЭИ, Красноказарменная, 1 Я.