WWW.MASH.DOBROTA.BIZ
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - онлайн публикации
 

«ВОЗМОЖНОСТИ УПРАВЛЕНИЯ НЕЙТРОННЫМ ПОЛЕМ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ИОННЫМИ ИЛИ ГАЗОВЫМИ ПОТОКАМИ ДЕЛЯЩЕГОСЯ ВЕЩЕСТВА А.А.Ключников, Е.Е.Олейник, В.Н.Павлович Межотраслевой научно-технический центр ...»

UAO100247

УДК 621.039.562

ВОЗМОЖНОСТИ УПРАВЛЕНИЯ НЕЙТРОННЫМ ПОЛЕМ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ИОННЫМИ ИЛИ ГАЗОВЫМИ ПОТОКАМИ ДЕЛЯЩЕГОСЯ ВЕЩЕСТВА

А.А.Ключников, Е.Е.Олейник, В.Н.Павлович

Межотраслевой научно-технический центр "Укрытие"НАН Украины, Чернобыль

А.В.Демьянов, С.А.Яцкевич

Институт ядерных исследований НАН Украины, Киев

Предложены и исследованы пути создания сравнительно простого способа управления критичностью ядерного реактора путем пропускания через его активную зону пучка ионов или потока газа, обогащенного ионами или атомами делящегося вещества. Предлагаемый способ может существенно повысить безопасность эксплуатации и улучшить эффективность управления нейтронным полем ядерных реакторов .

Тенденции в мировом реакторостроении в последние годы направлены на значительное повышение безопасности ядерных реакторов .

Существует два основных направления повышения безопасности ядерных реакторов .

Одно из них основано на создании пассивных систем безопасности, принцип действия которых лежит в использовании фундаментальных физических явлений - гравитационного взаимодействия и естественной конвекции. В сочетании со значительным упрощением конструкции реакторов, которое стало возможным благодаря использованию новейших технологий, использование пассивных систем безопасности позволяет значительно увеличить безопасность ядерных реакторов. Другое направление основано на возможности стационарной работы подкритичного ядерного реактора при наличии внешнего источника нейтронов. При использовании этого принципа полностью исключается возможность реактивностных аварий, т.е. разгон реактора вследствие перехода в надкритическое состояние .



В настоящее время широко обсуждается, особенно в связи с проблемой трансмутации ядерных отходов, электроядерный способ получения ядерной энергии, когда ускоренные до высоких энергий протоны, дейтроны или тяжелые ионы образуют в столкновениях с ядрами тяжелой мишени поток нейтронов, поддерживающих процесс деления в подкритичном реакторе [1 - 4]. В этих работах рассматривается схема, состоящая из атомного реактора с подкритической массой топлива, сильноточного ускорителя ионов, расположенного вне реактора, ионопровода и реакционной камеры с мишенью в активной зоне реактора. Необходимость иметь сильноточный линейный ускоритель протонов с энергией 1 ГэВ и мишень в активной зоне реактора, на которой тормозится пучок протонов мощностью порядка 1 МВт, пока не дает технической и финансовой возможности осуществить такой тип реактора .

В работе рассматриваются некоторые возможности управления ядерными реакторами, которые по своим физическим принципам ближе ко второму направлению повышения безопасности реакторов, т.е. к работе на подкритичном реакторе, что совершенно не исключает возможности использования первого направления. Более того, совместное использование рассмотренных ниже возможностей и пассивных систем безопасности может значительно повысить безопасность ядерной энергетики .

Управление нейтронным потоком в ядерных реакторах Как известно, стандартная схема управления нейтронным полем ядерных реакторов состоит в использовании твердых поглощающих нейтроны веществ (например, В4С или Gd), которые вводятся в активную зону реактора с достаточно большим запасом реактивности .

Т.е. исходный реактор с изъятыми управляющими стержнями является надкритичным. Рассматриваются также схемы с использованием газовых органов регулирования [5], когда через активную зону пропускают газ, содержащий атомы поглощающих нейтроны веществ .



Однако в электроядерном реакторе величиной максимального потока нейтронов, а следовательно, и энерговыделением можно управлять, изменяя ток пучка протонов (дейтронов или тяжелых ионов) в ускорителе. При этом форма поля нейтронов, т.е. пространственное распределение потока нейтронов не изменяется, и, например, для выравнивания энерговыделения по активной зоне требуется использование традиционных органов регулирования .

Нами поставлена задача создания простого и дешевого способа "подсветки" подкритичного ядерного реактора с очень коротким временем отключения и возможностью простого регулирования интенсивности "подсветки", что может существенно повысить безопасность эксплуатации ядерных реакторов, а также упростить и улучшить эффективность управления нейтронным полем реакторов .

Путей для осуществления такой идеи имеется несколько .

1. Вместо протонного пучка, взаимодействующего с мишенью (как в электроядерных реакторах), можно использовать пучок ускоренных до небольшой энергии 100 кзВ ионов делящегося вещества, например 2 3 5 U + или 2 3 9 Ри +, или смеси делящегося вещества с сырьевым материалом, например " U .

2. Аналогичного результата можно достичь, пропуская через реактор вместо пучка ионов делящегося вещества поток газа, содержащего делящееся вещество, например гексафторид урана с той или иной степенью обогащения U .

Существенным отличием предлагаемых способов является то, что "подсветка" подкритичного реактора осуществляется не внешним источником нейтронов, а ионами или атомами вещества, принимающего участие в процессе вынужденного деления, т.е. в процессе поддержания цепной реакции. Пропуская через реактор пучок ионов или атомов делящегося вещества, в активную зону фактически добавляется недостающая до критической массы часть топлива. Поэтому ток пучка ионов или давление и скорость протекания газа должны определяться именно этим условием: количество ионов или атомов делящегося вещества в каждый момент времени должно компенсировать недостаток критической массы в исходном реакторе. Отсюда следует, что величина тока ионов или атомов делящегося вещества должна рассчитываться для конфигурации конкретного реактора. Предложенные способы управления реактором могут быть реализованы в установке, которая схематически изображена на рис. 1 .

–  –  –

Для данной системы пучок однозарядных ионов Т_Г или молекул UFe (в отличие от пучка протонов, дейтронов или тяжелых ионов в электроядерных реакторах) из инжектора или насоса 1 в процессе движения через активную зону реактора 4 в реакционной камере 3 испытывает вьшужденное деление под действием нейтронного потока, имеющегося в реакторе. На рис. 1 показано несколько ионопроводов или газопроводов, проходящих через активную зону реактора. Необходимость нескольких ионопроводов (газопроводов) может быть обусловлена несколькими причинами. Во-первых, для большей эффективности регулирующего органа могут потребоваться достаточно большие токи ионов или потоки молекул газа .





Достижение таких токов (потоков в газопроводе) в одном ионопроводе (газопроводе) может оказаться экономически невыгодным или технически неосуществимым вследствие больших объемных зарядов. Во-вторых, наличие нескольких ионопроводов (газопроводов) в активной зоне реактора можно использовать для оптимизации поля энерговыделения в реакторе или, в общем случае, для регулирования поля нейтронов в реакторе. Это легко достигается изменением тока ионов в ионопроводах или скорости прокачки газа в газопроводах .

Как и в случае "подсветки" подкритичного реактора нейтронами, генерируемыми протонным пучком, в нашем случае остановка реактора осуществляется отключением либо пучка ионов U i 3 5 +, которое реализуется автоматическими системами за время 1 мс, либо потока газа, которое осуществляется или с помощью клапанов, или питающего насоса, или газового поршня (напуск в реакционную камеру инертного газа под большим давлением). Стоимость и сложность создания инжектора однозарядных ионов ! Г будет составлять меньше 1 % стоимости ускорителя протонов на 0,5 ГэВ и ток порядка 1 мА, не говоря уже об отсутствии проблем создания и эксплуатации мишени. А в случае оборудования реактора системой подачи газообразного делящегося вещества стоимость и сложность не должна быть выше стоимости обычных органов регулирования реакторов с поглощающими стержнями .

Расчет эффективности модели реактора Для проверки эффективности приведенных выше соображений был выполнен упрощенный расчет реактора, снабженного предлагаемыми системами. В качестве первого приближения была рассмотрена гомогенная модель двухзонного реактора, представляющего собой два коаксиальных цилиндра. Внешний цилиндр моделировал активную зону, в то время как внутренний моделировал трубу, через которую прокачивался гексафторид урана. Предполагалось также, что реактор (внешний цилиндр) загружен низкообогащенным ураном (4 %) в форме оксида урана и в этой области присутствует замедлитель (тяжелая вода). Через внутренний цилиндр пропускается гексафторид урана, причем степень обогащения урана может варьироваться в широких пределах. В представленном случае обогащение менялось в пределах от 10 до 80 % .

Задача сводится к нахождению зависимости коэффициента размножения нейтронов для данной системы от плотности потока атомов проходящего по внутренней области вещества .

Для рассмотрения данной задачи мы воспользуемся двухгрушювым диффузионным приближением. Использование двухгруппового приближения может быть обосновано существенными отличиями в характеристиках двух сред: наличие замедлителя и низкообогащенного урана во внешнем (большего радиуса) цилиндре; отсутствие замедлителя и высокообогащенного урана во внутреннем (меньшего радиуса) цилиндре .

Таким образом, система уравнений для данной системы записывается следующим образом (где индекс i принимает значения 1 и 2 и соответствует переменным для внутренней и внешней областей):

–  –  –

тепловых нейтронов; к* = к/{\ - со f) - эффективный коэффициент размножения, причем знаменатель данного выражения учитывает деления, производимые замедляющимися нейтронами; ш/ - вероятность деления на замедляющихся нейтронах; т{- возраст нейтрона в среде / .

Решение данной системы уравнений не представляет принципиальной трудности и сводится к воздействию оператором А - 1/Z, на левую и правую части второго уравнения системы. Получающееся уравнение четвертого порядка может быть сведено к системе двух уравнений второго порядка, и решения как для потока медленных нейтронов, так и для плотности замедления получаются в виде суперпозиции решений получающихся уравнений второго порядка.

Приведем только конечный результат решения:

–  –  –

J0(x), Y0(x) - функции Бесселя первого и второго рода соответственно; 10(х), К0(х) - функции Бесселя мнимого аргумента первого и второго рода соответственно .

Постановка граничных условий для решений подобной системы (Ф и п) описана в [6], в нашем же случае добавляется два очевидных ограничения: 1) поток и плотность замедления на границе внешней области равны 0; 2) поток и плотность замедления конечны при р=0 (что убирает расходящиеся функции Бесселя Ко (z) и Yo(z) из решений для внутренней области) .

Основываясь на полученных формулах, были проведены расчеты зависимости коэффициента размножения внешней цилиндрической области от плотности проходящего через внутренний цилиндр обогащенного гексафторида урана. При расчетах полагалось, что обогащение гексафторида урана, проходящего по внутреннему цилиндру, составляет от 10 до 80 %. При этом плотность газа изменялась в пределах от 0 до 0,5 г/см3. Очевидно, что увеличение плотности проходящего гексафторида урана влечет за собой увеличение количества делящегося вещества, а следовательно, и коэффициент размножения нейтронов в объеме реактора (здесь имеется в виду вся система, состоящая из внешнего и внутреннего цилиндров) .

Поэтому необходимо выделить в рассматриваемой системе параметр, изменением которого можно было бы компенсировать отмеченное выше увеличение коэффициента размножения .

Данное требование следует из того факта, что полный коэффициент размножения системы, как полагается при решении системы уравнений типа (6), остается равным единице. В качестве такого параметра было взято отношение объема замедлителя к объему топлива во внешнем цилиндре .

Из приведенных расчетов можно сделать следующие выводы:

1. С увеличением плотности проходящего по внутреннему цилиндру UF^ коэффициент размножения всей системы (включающей оба цилиндра) увеличивается. Это проявляется в хорошо заметном на рис. 2 уменьшении относительного содержания замедлителя. Причем скорость данного уменьшения зависит как от степени обогащения UF6, так и от соотношения между радиусами внутреннего и внешнего цилиндров. Что в свою очередь свидетельствует о том, что с ростом плотности ОТб, проходящего по внутреннему цилиндру, внешний цилиндр, с находящимися в нем топливом и замедлителем, становится более подкритичным .

Т.е. становится возможной ситуация, когда подкритичная система (внешний цилиндр с топливом и замедлителем плюс пустой внутренний цилиндр) может быть переведена в критичное состояние путем пропускания через внутренний цилиндр газа или потока ионов, содержащих атомы делящегося вещества (в данном случае это ' 5 U, поскольку рассматривается реактор на медленных нейтронах) .

–  –  –

Рис.2. Зависимость изменения соотношения замедлителя и топлива (VD/VF) от изменения плотности UF 6 во внутреннем цилиндре при различных значениях обогащения UF 6 (enr) и соотношения между радиусами цилиндров (г), где VD/VF = VD/VF0(l+x) .

2. Влияние соотношения радиусов цилиндров на коэффициент размножения системы определяется двумя факторами: 1) изменением объема внутреннего цилиндра, а следовательно, и изменением количества проходящего через данный цилиндр делящегося вещества; 2) изменением объема внешнего цилиндра, а следовательно, и изменением количества замедлителя в данной системе, что в свою очередь влияет на спектр нейтронов .

3. Коэффициент размножения (см. рис.2) для системы с большим значением соотношения между радиусами внутреннего и внешнего цилиндров изменяется более динамично с изменением плотности UFe, чем для системы с меньшим соотношением радиусов .

Таким образом, проделанные расчеты свидетельствуют, что эффективный коэффициент размножения нейтронов для внешнего цилиндра (являющегося собственно реактором) может быть меньше единицы, и система при нулевой плотности потока газа (тока ионов) остается подкритичной. Т.е. для нее полностью отсутствует вероятность возникновения самоподдерживающейся цепной реакции. Однако при этом введением делящегося вещества во внутренний цилиндр система переводится в критичное состояние. Другими словами, предв+арительные расчеты свидетельствуют, что подкритичная система, состоящая из уранового топлива и замедлителя, может быть переведена в критическое или надкритическое состояние потоком газа или ионов. Эффективный коэффициент размножения нейтронов будет определяться геометрическими параметрами системы, степенью обогащения и плотностью гексафторида урана во внутреннем цилиндре, что в свою очередь определяется мощностью компрессора, прокачивающего газ через цилиндр .

Рассмотрение случая, когда по внутреннему цилиндру будет проходить ток ионов вместо гексафторида урана, полностью идентично, однако есть несколько замечаний. Доведение до критичности подкритичной системы требует макроскопических количеств топлива с плотностью частиц порядка 1020 - 10 2z см'3. Реально достижимые в инжекторах тяжелых ионов токи порядка нескольких амперов обеспечивают плотность частиц приблизительно 10' ш°. Недостающее количество топлива можно обеспечить за счет увеличения количества ионопроводов, проходящих через активную зону реактора. Как уже отмечалось, такое увеличение целесообразно также с точки зрения оптимизации нейтронного поля в реакторе .

Приведенные упрощенные расчеты показывают принципиальную возможность использования органов регулирования в виде потоков делящегося вещества (поток ионов или поток газа). Естественно, вопрос о применении аналогичных органов регулирования на реальных конкретных реакторах должен решаться после проведения подробных оценочных расчетов .

Заключение В заключение сформулируем некоторые преимущества обсуждаемых способов регулирования нейтронного потока ядерных реакторов по сравнению с традиционными .

Прежде всего отметим, что поскольку в реакторе отсутствует запас реактивности, практически невозможным является переход в надкритическое состояние с разгоном реактора. Однако существует принципиальная возможность перевода реактора в надкритическое состояние путем увеличения плотности газа/ионов в трубах-регуляторах. Эта возможность легко может быть исключена автоматическими средствами контроля благодаря еще одному очевидному преимуществу данных органов регулирования - практической безынерционности, т.е. быстроте и плавности регулирования поля нейтронов .

Преимущества подобной системы могут быть сформулированы следующим образом:

1. Реактор изначально подкритичный. Это значит, что, выбрав соответствующие параметры (соотношение между радиусами внешнего и внутреннего цилиндров, количество цилиндров, плотность и величина обогащения UFe), мы можем создать систему, которая при нулевом потоке газа/ионов во внутреннем цилиндре будет подкритична, а следовательно, отсутствует возможность развития неконтролируемой цепной реакции .

2. Возможность быстрого отключения. При использовании "газового поршня" можно освободить внутренний цилиндр от газа/ионов ОТб довольно быстро, это позволяет создать эффективную систему безопасности реактора, в которой отсутствие механических деталей (стержни и т.д.) уменьшает время реагирования .

3. Возможность плавного регулирования поля нейтронов. Как следует из рис.2, это может быть достигнуто за счет изменения плотности проходящего по внутреннему цилиндру гексафторида урана .

4. Возможность аксиального регулирования поля нейтронов за счет изменения сечения внутреннего цилиндра. Очевидно, что при постоянной скорости прохождения гексафторида урана по внутреннему цилиндру, его плотность будет обратно пропорциональна сечению цилиндра. В этом случае, используя для внутреннего цилиндра трубу/трубы с переменным сечением, мы можем, в соответствии с предыдущим пунктом, добиться плавного регулирования поля нейтронов по высоте реактора .

5. Среди оставшихся принципиальных возможностей, предоставляемых данной схемой, можно отметить: принципиальную возможность работы без перегрузок топлива; экономию нейтронов за счет исключения поглощающих нейтроны веществ .

Для более подробного объяснения возможностей, приведенных в пункте 5, можно сказать, что в процессе топливной кампании реактора для поддержания общего баланса реактивности выгорание основного топлива реактора необходимо компенсировать постепенным повышением степени обогащения газа (потока ионов) или плотности газа (тока ионов) .

Изложенные принципы регулирования реактора можно применить также для уменьшения общей реактивности реакторов. Т.е. вместо того, чтобы через подкритичный реактор пропускать атомы или ионы делящегося вещества, можно для компенсации запаса реактивности пропускать через надкритичный реактор атомы или ионы поглощающего нейтроны вещества, например ионы бора или молекулы тетрафторида бора, по изложенной схеме или приведенной, например в [5] .

Другими словами, вместо применяемых в настоящее время твердых стержней управления можно использовать органы управления в виде потока газа или пучка ионов поглощающего нейтроны вещества. Преимуществом предлагаемых органов управления реактором перед используемыми в настоящее время является возможность плавного регулирования и быстродействие .

Аналогичный эффект может быть достигнут при пропускании через надкритичный реактор ионов или атомов поглощающего нейтроны вещества. Возможно, окажется целесообразным использование предложенных схем в комплексе: доведение исходно подкритичного реактора до критического состояния при помощи пропускания через него атомов или ионов делящегося вещества и последующее регулирование путем комбинирования пропускания атомов или ионов делящегося и поглощающего веществ, что в значительной степени снизит возможность возникновения аварийной ситуации .

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Tunnicliffe P.R. High Current Proton Linear Accelerators and Nuclear Power Atomic Energy of Canada Limited, Chalk river, Ontario. Canada // Proceeding of an Information Meeting on Accelerator-Breeding, Brookhaven National Laboratory. - Upton, New York, 1977. - P. 69 .

2. Carminati F, Klapisch R, Rovel P. et al. An Amplifier for Cleaner and Inexhaustible Nuclear Energy Production Driver by a Particle Beam Acceleration // CERN / ISC-93 -3 7 .

3. Ado Ю.М., Крючков В.Р., Лебедев В.Н. Энергетический подкритический реактор с подсветкой пучком ускоренных протонов //АЭ. -1994. - Т. 77, вып. 4. - С. 300 .

4. Адо ЮМ. Работа АЭС на подкритическом реакторе с внешней нейтронной подсветкой. - Протвино, 1993. - 24 с. - (Препр. / Ин-т физики высоких энергий; ИФВЭ-93-24) .

5. ФшипчукЕ.В., ПоташенкоП.Т., ФедуловВ.В., СивоконъВ.П. - А.с. 716415 СССР.




Похожие работы:

«УДК 541.13; 621.35 ЭЛЕКТРООСАЖДЕНИЕ ДВОЙНЫХ И ТРОЙНЫХ СПЛАВОВ ЖЕЛЕЗА ИЗ ЦИТРАТНЫХ ЭЛЕКТРОЛИТОВ А.В. Каракуркчи, М.В. Ведь, Н.Д. Сахненко, С.И. Зюбанова, И.Ю . Ермоленко Национальный технический университет "Харьковский политехнический институт", 61002, Украина, г. Харьков, ул. Фрунзе, 21. е-mail, anyutikukr@gmail.com, тел. +38 (057) 7...»

«+7 843 234-33-shvabe-techlabl: Анализатор зерна Протеин-1 Руководство по эксплуатации Уважаемый покупатель! Вы сделали правильный выбор! Купив анализатор зерна Протеин-1, Вы приобрели надежного помощника в Ваших исследованиях. Перед использованием внимательно прочитайте данное руководство. Руководст...»

«№ 4633 В.Ф. ГУЗИК, В.А. КАЛЯЕВ, А.И. КОСТЮК, Е.В. ЛЯПУНЦОВА СБОРНИК ЛАБОРАТОРНЫХ РАБОТ по курсу Организация ЭВМ и систем № 4633 МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального о...»

«ЕФЕНТЬЕВ  ЕРГЕЙ  ИКОЛАЕВИЧ С Н РАЗВИТИЕ  МЕТОДИКИ  ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКОГО АНАЛИЗА  ПРИ  ВЫБОРЕ  ОСНОВНЫХ  ПАРАМЕТРОВ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ  СЕТЕЙ  С  УЧЕТОМ  НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНОЙ ИНФОРМАЦИИ Специальность: 05.14.02 Элек...»

«Материально-техническое обеспечение образовательной программы 31.08.36 "Эндокринология" № Наименование дисциплины Наименование и оснащенность специально оборудованных Адрес Приспособленность п/п (мод...»

«ИЗВЕСТИЯ ТОМСКОГО ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ ПОЛИТЕХНИЧЕСКОГО ИНСТИТУТА имени С. М. КИРОВА Том 166 1969 КРАТКИЕ СВ ЕД ЕН ИЯ О П О Л У П Р О В О Д Н И К О В Ы Х ТЕ РМО С ОП РО ТИ ВЛ ЕН И ЯХ, ИСП ОЛЬЗУЕМЫХ ДЛ Я О П Р Е Д Е Л Е Н И Я ТЕМПЕРАТУРЫ МЕ РН ЫХ ПР ОВО ЛО К Г. Н. ГУЩИН (Представлена научным семинаром кафедр геофизических методов разведки...»

«ИЗВЕСТИЯ ТОМСКОГО О РДЕН А ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМЕНИ ПОЛИТЕХНИЧЕС КОГО Том 65, в. 2 ИНСТИТУТА имени С. М. КИРОВА 1950 г. АП0ФШ 1ЛИТ КАЛТАРОВСКОГО МЕСТОРОЖ ДЕНИЯ (Хавассия) t Е. Н. ЗЫ...»




 
2019 www.mash.dobrota.biz - «Бесплатная электронная библиотека - онлайн публикации»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.