ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

Меры по уменьшению неравномерности поля тепловых нейтронов. Все мероприятия по уменьшению неравномерности распределения плотности потока тепловых нейтронов в энергетическом реакторе направлены в первую очередь на выравнивание величин Ф в объёме топлива этого реактора, поскольку именно от равномерности распределения этой величины в объёме топлива зависит равномерность тепловыделения в объёме всей активной зоны или равномерность распределения тепловой мощности в объёме активной зоны.

Все меры по выравниванию нейтронного поля в активной зоне эксплуатационнику удобнее делить на две группы: проектно-конструкторские и технологические. Первые он обязан просто понимать, поскольку изменить их он либо не может вообще, либо Технологическим Регламентом ему это делать (по соображениям безопасности) запрещено. Технологические меры (просчитанные, впрочем, конструкторами) – это обязательная часть работы оператора РУ, требующая ежедневного и точного их соблюдения; оператор обязан не просто отчётливо представлять их физический смысл, но со временем выработать в себе определённое чутьё, позволяющее предвидеть увеличение неравномерности энерговыделения в реакторе и принять заранее меры по его недопущению.

 Итак, вначале о проектно-конструкторских мерах. За полувековой период в экспериментальных и серийных энергетических реакторах апробировано довольно большое число специальных конструкторских приёмов по выравниванию нейтронных полей. Все они сводятся к следующему.

а) Вариации величиной обогащения ядерного топлива. Например, зная, что плотность потока тепловых нейтронов в твэлах центральной части ТВС ниже, чем в периферийных её твэлах, теоретически возможно так разместить набор топливных таблеток в каждом из твэлов каждой ТВС, что в нижней и верхней частях твэла будут расположены таблетки с более высоким обогащением топлива, чем в средней его части. При этом в средней части твэла более низкой будет величина макросечения деления топлива тепловыми нейтронами (так как Sf5 = sf5N5), а значит, при одинаковой величине Ф, более низкой будет скорость деления (Rf5 = Sf5Ф), а, значит, меньшими будут скорости генерации быстрых нейтронов в центральной части твэла и тепловых нейтронов в замедлителе в ближайшей окрестности центральной части твэла, что должно привести к снижению скорости поступающих из замедлителя в центральную часть длины твэла тепловых нейтронов, а, следовательно, - к снижению величины плотности потока тепловых нейтронов в топливе средней части твэла; в периферийных зонах по высоте твэла увеличение начального обогащения топлива приведет, наоборот, к увеличению плотности потока тепловых нейтронов в этих зонах; в результате коэффициент неравномерности распределения Ф по высоте твэла уменьшится.

Этот метод вариацией величиной обогащения топлива в таблетках твэла может быть применён зонально (твэл разбивается на зоны, в пределах каждой из которых используются таблетки с топливом одинакового обогащения, а величины обогащений в зонах отличаются), или даже непрерывно (когда обогащение топлива во всех таблетках медленно повышается на некоторую небольшую величину по мере удаления места расположения таблеток от середины твэла).

Принципиально можно рассчитать (и осуществить) такое наполнение твэлов топливными таблетками различного обогащения и добиться при этом значительного снижения коэффициента неравномерности по высоте активной зоны (до kH » 1.06 ¸ 1.07).

Однако в ТВС реакторов АЭС этого не делается, и не только потому, что такое выравнивание нейтронного поля по высоте активной зоны сложно рассчитать, а технология изготовления твэлов с переменным обогащением топлива оказывается усложнённой, а потому и более дорогостоящей. Такой приём оказывается эффективным только на непродолжительный период начала кампании активной зоны, а далее достигнутый уровень высотной равномерности неизбежно снижается, порождая попутно ещё одну трудноразрешимую проблему - неодинаковости глубины выгорания топлива в объёме активной зоны.

Метод вариации обогащением топлива используется в реакторах АЭС для выравнивания нейтронного поля по радиусу активных зон. Реализуется он не в полную силу своих возможностей, а лишь частично: активная зона разбивается на две или три зоны - центральную (примерно круговую), ТВС которой имеют одинаковое обогащение топлива пониженной величины, и периферийную (или промежуточную и периферийную) кольцевую зону с одинаковым обогащением топлива повышенной величины в её ТВС (см.рис.9.11).

Физический механизм радиального выравнивания нейтронного поля в активной зоне тот же, что и по высоте её. Этот метод начальной загрузки активной зоны тепловыделяющими сборками различного обогащения компромиссно позволяет и достигнуть на довольно протяженный отрезок кампании активной зоны хороших значений коэффициента радиальной неравномерности (kR » 1.25 ¸ 1.3), и получить приемлемую глубину выгорания топлива.

 П С Ц С П

Рис.9.11. Схематическое разбиение объема активной зоны реактора на центральную (Ц), среднюю (С) и периферийную (П) зоны одинаковых обогащений ядерного топлива в ТВС каждой из них.

Отголосок рассмотренного метода выравнивания нейтронного поля по радиусу активной зоны находит реализацию на АЭС в методе частичных перегрузок, который заключается в том, что при частичных перегрузках активной зоны реактора сильно выгоревшие ТВС из центральной части активной зоны при перегрузке удаляются; на их место перемещаются менее выгоревшие ТВС из зоны, более удалённой от центра; на их место перемещаются наименее выгоревшие ТВС с периферии активной зоны.

Метод позволяет достичь значительных глубин выгорания топлива, а величина коэффициента радиальной неравномерности нейтронного поля в активной зоне в процессе кампании изменяется в приемлемых пределах.

Особенно эффективен этот метод в режиме непрерывных перегрузок в реакторе РБМК, который изначально рассчитывался на работу именно в таком режиме. В РБМК-1000 конструктивно обеспечено дистанционное извлечение тепловыделяющих сборок даже при работе реактора на полной мощности. Вот почему непрерывное (3-4 кассеты в сутки) перемещение кассет от периферии к центральной части активной зоны позволяет создать практически равномерное на большей части радиуса активной зоны распределение плотности потока тепловых нейтронов (так называемая "зона плато") и снизить величину коэффициента радиальной неравномерности до величины 1.05 – 1.06 при глубине выгорания 21 ГВт . сут / т.

б) Вторая группа конструктивных мер по выравниванию нейтронного поля в активной зоне объединяется общей идеей, которую коротко можно назвать как рациональное размещение поглотителей в объёме активной зоны.

Самая большая в активной зоне – радиальная неравномерность нейтронного поля может быть существенно снижена путём размещения больших количеств поглотителей в центральной части активной зоны, а меньших количеств их (лучше - полное их отсутствие) – на периферии активной зоны. Принцип прост: чем больше поглотителей находится в какой-то области объёма активной зоны, тем меньше плотность потока тепловых нейтронов в этой области.  В идеале можно рассчитать такое распределение количеств поглотителя по ТВС, расположенных на разных радиусах активной зоны, которое обеспечит практически полное выравнивание радиального поля тепловых нейтронов. Но не все то, что кажется идеальным теоретически, годится для практического использования. В реакторах АЭС этот приём используется частично: в активных зонах выделяются ступенчатые радиальные области с различным количеством поглотителя в ТВС этих областей, в пределах же каждой из этих областей количества поглотителя в ТВС выдерживается одинаковым.

Это связано с двумя основными причинами. Во-первых, вариации количеством поглотителя (как и метод вариаций величиной обогащения топлива) дают выигрыш лишь на относительно небольшой период кампании активной зоны, а, во-вторых, применение больших количеств поглотителя ухудшает размножающие свойства активной зоны (за счет уменьшения q).

Стоит особо отметить частный случай выравнивания распределения плотности потока тепловых нейтронов с помощью поглотителей по радиусу отдельной тепловыделяющей сборки. Применение выгорающих поглотителей (ВП) в энергетических ВВР не является чем-то новым, они давно используются в реакторах морских атомоходов. В реакторах АЭС их стали применять позже: отчасти потому, что радиальная неравномерность в ТВС была сравнительно небольшой, а более - из-за укоренившегося мнения, что использование в активной зоне поглотителей вообще (кроме самых необходимых для регулирования реактора) является мерой неэкономичной. По мере накопления конструкторского и эксплуатационного опыта появлялись новые критерии оценки безопасности активных зон, заставившие по-новому отнестись к использованию ВП и в реакторах АЭС. Однако и вначале было ясно: коль скоро присутствие в активной зоне ВП ухудшает размножающие свойства активной зоны, надо из этого присутствия извлекать максимальную пользу, поставив дело так, чтобы помимо основного функционального назначения стержни с ВП служили цели максимального выравнивания нейтронного поля активной зоны в целом и в каждой её ТВС. В отдельной ТВС с помощью стержней с ВП можно выравнивать поле тепловых нейтронов как по радиусу, так и по высоте.

 Выравнивание радиальной составляющей нейтронного поля в ТВС кожухового типа реализуется размещением стержней с ВП на периферии ТВС, то есть в той её области, где локальные плотности потока тепловых нейтронов (из-за внутреннего блок-эффекта ТВС) имеют наибольшие величины; этим достигается некоторое снижение максимального значения Ф(r) по радиусу ТВС, а, значит, и снижение величины коэффициента kr.

Выравнивание вертикальной составляющей нейтронного поля в ТВС может быть достигнуто путём неодинакового заполнения каждого из стержней с ВП поглощающим материалом по высоте: для уменьшения плотности потока тепловых нейтронов в центральной части его длины в стержень помещается большее количество выгорающего поглотителя; выше и ниже этой зоны располагаются зоны с пониженной концентрацией выгорающего поглотителя, которой добиваются путём его разбавления ядрами замедлителя (например, оксидом бериллия - ВеО), периферийные части длины стержня с ВП оставляются вообще без выгорающего поглотителя (либо заполняются замедлителем, либо вообще стержень с ВП делается укороченным). Эффект выравнивания распределения Ф(z) по длине стержня с ВП влечёт за собой выравнивание Ф(z) и по длине твэлов, расположенных вблизи этого стержня.

Частной разновидностью метода выравнивания нейтронного поля путём рационального размещения поглотителей является группирование (или секционирование) подвижных поглотителей, то есть разделение их на группы (секции), каждая из которых перемещается по высоте синхронно (своим отдельным сервоприводом или согласной работой всех приводов группы). Понятно, что поглотители каждой автономной группы должны располагаться в активной зоне равноудалённо от оси симметрии её и равномерно по азимуту: в этом случае в активной зоне будут наименьшими и радиальная и азимутальная неравномерности). Секционирование поглотителей СУЗ даёт возможность в процессе использования по прямому функциональному назначению добиваться некоторого выравнивания нейтронного поля по радиусу активной зоны путём извлечения из активной зоны вначале периферийных групп поглотителей,  затем поглотителей средних групп, и лишь в последнюю очередь - поглотителей центральных групп.

 Одной из главных задач, решаемых оператором реакторной установки, является постоянное поддержание высокой степени равномерности поля тепловых нейтронов в активной зоне реактора: от этого зависит мощность установки и её экономичность. Но не следует думать, что возможности по выравниванию нейтронного поля в реакторе в процессе его работы безграничны и так просты, как это может показаться. Произвольные перемещения поглотителей в активной зоне с целью выравнивания поля иногда могут не только стать причиной больших перекосов, но и стать источником ядерной опасности. К этому вопросу нам ещё предстоит вернуться.

Вообще говоря, способов выравнивания нейтронного поля в активных зонах энергетических реакторов (теоретических и апробированных)  более полутора десятков; все они имеют свои особенности, определяемые обилием конструкций активных зон, их тепловыделяющих сборок и твэлов. Здесь были рассмотрены лишь те из них, которые либо уже используются в реакторах отечественных АЭС, либо являются перспективными для них.

 Краткие выводы

1. Для повышения эффективности использования тепловых нейтронов в энергетическом реакторе служит отражатель, который в силу хороших замедляющих свойств интенсивно трансформирует утекающие из активной зоны эпитепловые нейтроны в тепловые, накапливает их в себе,  за счёт чего создает дополнительную преграду утекающим из активной зоны тепловым нейтронам и повышает величину вероятности избежания утечки тепловых нейтронов pт.

2. Использование отражателя уменьшает критические полуразмеры активной зоны реактора на величину эффективной добавки dэ, значение которой определяется диффузионными свойствами самой активной зоны и отражателя, а также толщиной отражателя. Эффективная толщина отражателя из заданного материала приблизительно равна двум длинам диффузии в этом материале.

3. Зависимости геометрического параметра и распределения плотности потока тепловых нейтронов в гомогенной активной зоне реактора с отражателем - формально те же, что и в критической активной зоне без отражателя, но в их выражениях роль длины линейной экстраполяции d играет величина эффективной добавки dэ. Иначе говоря, и в гетерогенной активной зоне цилиндрического реактора с отражателем распределения плотности потока тепловых нейтронов по высоте и радиусу активной зоны подчиняются соответственно законам косинуса и функции Бесселя первого рода нулевого порядка (для вещественного аргумента).

4. Общие закономерности в распределении плотности потока тепловых нейтронов в объёме гетерогенной цилиндрической активной зоны с отражателем сохраняются те же, что и в гомогенной активной зоне. Частные отклонения от косинусоидально-бесселевского распределения плотности потока тепловых нейтронов в гетерогенном реакторе обусловлены либо блок-эффектами (внутренним и внешним), либо различиями в ячейках активной зоны из-за неравномерности распределения топлива, поглощающих и замедляющих материалов в объеме активной зоны.

5. Неравномерность нейтронного поля в активной зоне реактора оценивается величинами коэффициентов неравномерности - по радиусу, высоте, азимуту активной зоны, радиусу отдельных ТВС и по объёму активной зоны - каждый из которых представляет собой число, показывающее, во сколько раз наибольшая плотность потока тепловых нейтронов  больше среднего её значения по соответствующему аргументу.

6. Самая большая неравномерность в цилиндрической активной зоне с одинаковыми ТВС - радиальная, вторая по величине - вертикальная неравномерность. Таким образом, если не принимать мер по выравниванию нейтронного поля, в активной зоне с размерами реальных реакторов АЭС была бы более чем трёхкратная неравномерность. Практически это значит, что такой реактор вырабатывал бы не более трети своей потенциально-возможной мощности.

7. Выравнивание нейтронного поля в реакторах АЭС (иначе называемое физическим профилированием активной зоны) достигается путём:

 - вариаций величиной обогащения ядерного топлива;

 - рационального размещения поглотителей в объёме активной зоны;

  - частичных и непрерывных перегрузок топлива.

Изысканные проститутки Астрахани.
Ядерная энергетика Кинетика ядерного реактора