border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


ТЕХНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕЙ С НАТРИЕВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ Печать
Автор Сергей   
28.01.2008 г.

В настоящее время натрий является основным теплоносителем быстрых реакторов. Исследованию натриевого теплоносителя, отработке его технологии уделяется большое внимание практически во всех ядерных исследовательских центрах мира. Гелиевое охлаждение быстрых реакторов обычно рассматривается как альтернатива натриевому охлаждению. Однако до сих пор во всем мире не построено ни одного быстрого реактора с гелиевым теплоносителем.
Конструкция быстрых реакторов с натриевым охлаждением определяв ется главным образом теплотехническими и ядерно-физическими характеристиками натрия: хорошими теплопередающими свойствами, низкой замедляющей способностью и небольшим сечением захвата нейтронов. Захват нейтронов натрием ведет к образованию радиоактивного нуклида 24Na с периодом полураспада 15 ч. Таким образом, натрий при прохождении через активную зону активируется. Температура плавления натрия относительно высока — 98 °С, температура кипения при атмосферном давлении 892 °С, а в рабочих условиях активной зоны реактора 900 -1000 °С. Натрий имеет высокую теплоемкость и хорошую теплопроводность.
Высокая температура плавления натрия требует разогрева трубопроводов и оборудования натриевых контуров перед заполнением их натрием, а также в периоды, когда реактор не работает. Высокая температура кипения натрия позволяет поддерживать высокую рабочую температуру теплоносителя при низком давлении в контуре (0,6 — 1,0 МПа). Благодаря этому достигается высокий термодинамический КПД. В результате КПД АЭС LMFBR составляет около 40%. Относительно высокая теплоемкость натрия обеспечивает теплоотвод при умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (2 — 6 м/с) и низкой мощности циркуляционных насосов. В то же время хорошая теплопроводность натрия в совокупности с другими высокими тепловыми характеристиками обеспечивает хорошие условия для охлаждения активной зоны в режиме естественной циркуляции при отключении или поломке насосов. Однако следует иметь в виду, что высокие тепловые свойства натриевого теплоносителя приводят и к некоторым отрицательным последствиям, требующим специальных дополнительных конструкторских, а также технических и организационных решений. Так, например, в быстрых реакторах существует проблема теплового удара, особенно в местах крепле-
ния трубопроводов в корпусе реактора и вентилей. Такие удары возникают при кратковременных скачках мощности и при аварийных остановках реактора. Хотя натрий практически не взаимодействует с нержавеющей сталью и не вызывает ее коррозии, содержание примесей в натрии, особенно кислорода и углерода, необходимо поддерживать на очень низком уровне (5 — 10) • 10-6 для кислорода и менее 5 • 10-5 для углерода. Высокое содержание примесей вызывает образование радиоактивных отложений на поверхности твэлов, которые со временем переносятся и откладываются на холодных поверхностях первого натриевого контура (например, в теплообменнике). Необходимо предусмотреть меры, позволяющие избежать образования нежелательной концентрации продуктов коррозии, которые через несколько лет работы реактора могут вызвать затруднения в обслуживании и необходимость ремонта оборудования. Замечено, что 54Мn, образующийся из 54Fe в результате (n, р)-реакций, быстро переносится из областей активной зоны с высокой температурой в области с низкой температурой.
Непрозрачность натрия отражается на конструкции системы перегрузки топлива. Возникает необходимость в специальных ультразвуковых приборах, позволяющих наблюдать перегрузку топлива и контролировать ремонтные работы.
Основные конструкторские трудности натриевого охлаждения связаны с потенциальной опасностью контакта натрия с водой и воздухом, поскольку цатрий вступает с этими веществами в химическое взаимодействие. Это свойство натрия, а также то, что натрий при облучении нейтронами в активной зоне становится радиоактивным, обусловливает следующие особенности конструкции энергоблоков с реактором LMFBR.
Первый контур охлаждения содержит радиоактивный натрий. Он предназначается для отвода теплоты от активной зоны; второй контур охлаждения также натриевый. Он связан с первым контуром через промежуточный теплообменник и предназначен для передачи теплоты третьему контуру; третий контур пароводяной. В нем образовавшийся при кипении
воды пар подается в турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию.

В пределах первого контура радиоактивный натрий защищен "от контакта с воздухом стальными конструкциями, а также газовыми подушками, заполненными аргоном или азотом. Радиоактивный натрий первого контура отделен от нерадиоактивного натрия второго контура стальными трубами промежуточного теплообменника.
Как уже упоминалось, в конструкции LMFBR существуют два принципиальных конструкторских решения компоновки оборудования первого контура — баковая и петлевая компоновки. При баковой компоновке все оборудование первого контура, включая активную зону, насосы первого контура и промежуточные теплообменники, располагается в баке, заполненном натрием. Такая компоновка воплощена в реакторах PFR, "Феникс", "Суперфеникс" и БН-600. При петлевой компоновке, наоборот, только активная зона размещается в корпусе реактора, а циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники вынесены за пределы корпуса и связаны между собой и с активной зоной системой трубопроводов. Петлевая компоновка использована в/реакторах БН-300, SNR-300, FFTF и "Мондзю". Обе компоновки имеют как преимущества, так и недостатки, которые зависят от целого ряда причин. Только будущий опыт работы и лицензирования больших LMFBR позволит дать ответ, какой из этих двух концепций следует отдать предпочтение.
Много усилий потребовалось для разработки и создания парогенераторов для LMFBR. Лерез парогенераторы проходят нерадиоактивный натрий второго контура, а также вода и пар, причем натрий отделен от воды и пара только стенками трубок. Хорошо известно, что натрий при контакте с водой вступает с ней в бурную химическую реакцию. Поэтому при разработке конструкции парогенератора необходимо принимать во внимание такие вопросы, как технология изготовления, безопасность и надежность работы, контроль утечек, возможность инспекционных проверок и ремонта, вопросы коррозии и т. д. Необходимо также в рамках программ разработки LMFBR предусмотреть выполнение большого объема экспериментальных исследований и полномасштабных испытаний как парогенератора в целом, так и отдельных его узлов и деталей. На рис. 5.5 покраны две различные конструкции парогенератора: с прямыми и спиральными трубками, Существуют и другие конструкции парогенератора, внедренные в различных быстрых реакторах. В течение последних десятилетий предметом интенсивных исследований было взаимодействие натрия с водой, поиск оптимальной формы и конструкции находящихся под давлением систем парогенератора. Нет сомнения в том, что для мощных LMFBR будут созданы надежные, безопасные и технологичные парогенераторы. Анализ неисправностей парогенераторов, которые возникали в первые годы эксплуатации реакторов БН-350 и PFR, а также анализ способов, позволяющих избежать этих неисправностей, показывают, что нет принципиальных технологических проблем создания
парогенераторов для мощных LMFBR. Однако правильный выбор стали для трубок парогенератора (с учетом меж-кристаллигной коррозии, свариваемости и т. п.), а также проверка качества изготовления после каждой технологической операции имеют очень важное значение.
 

...   border border