Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Исследовательские ядерные реакторы Реакторы третьего поколения ВВЭР-1500 Реакторы средней мощности

Тепловой реактор с внутренней безопасностью

Наилучший ядерный цикл осуществляется в реакторах на быстрых нейтронах. Обращение к тепловым реакторам оправдано их хорошей освоенностью. Из всех известных тепловых реакторов лучшим нейтронным балансом обладает тяжеловодный (D2O) реактор типа канадского «Саndu», использующий в качестве топлива природный (необогащенный) уран. На его примере поясним одну идею физической регулировки мощности, отличную от принудительной регулировки стержнями управления в стандартном реакторе).

Введем понятие относительной концентрации урана δ=ND2O/NU. Расчеты показывают, что коэффициент размножения нейтронов превышает единицу, т.е. k>1 (лишь при этом условии может существовать стационарный реактор), в области разбавления 10<δ<1000 (Максимальное значение k достигается при δ=200). При более высоких значениях δ, k начинает падать из-за слабого, но все же конечного поглощения нейтронов в тяжелой воде. При значениях δ<10, k также падает из-за изменения спектра нейтронов: спектр ужесточается и уходит в область резонансного поглощения в 238U. Воздействие радиации на человека Эффекты воздействия радиации на человека обычно делятся на две категории   1) Соматические (телесные) - возникающие в организме человека, который подвергался облучению. 2) Генетические - связанные с повреждением генетического аппарата и проявляющиеся в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки человека, подвергшегося облучению.

Предположим, что реактор приведен в рабочее состояние в точке с концентрацией на левой ветви интервала 10<δ<100. Начинается горение и вместе с ним изменение компонент топлива: постепенно исчезает 235U, появляется 239Pu, осколки. Размножающие свойства активной зоны в тяжеловодном реакторе вначале нарастают (в обычном тепловом реакторе они падают), т.к. накопление плутония идет быстрее, чем убывание, вследствие выгорания 235U, т.е. КВ≥1. В неизменных условиях процесс нарастания активности вскоре прекратился бы, т.к. равновесная концентрация плутония в реакторе на тепловых нейтронах равная 0,25% заметно меньше, чем содержание 235U (0,7%) в исходном топливе. (Именно по этому выгорание в реакторе «Candu» невелико, на уровне первоначального содержания 235U в природном уране). В новой конструкции тяжеловодного реактора предлагается сделать активную зону кипящей. Капли сконденсированной жидкости, скатываясь вниз, вновь попадают в активную зону. Критическое состояние поддерживается автоматически, темп энерговыделения диктуется теплосъемом.

Отличительной чертой модифицированного реактора является замкнутый объем с открытой водяной поверхностью и переносом тепла внутри реактора посредством свободной конвекции паров воды и теплосъемом вне активной зоны (Рис.8). На первых порах вследствие повышения концентрации активных атомов усилится выделение тепла, увеличится испарение воды, изменится вылет и спектр нейтронов. Из-за снижения разбавленности δ и включения резонансов равновесная концентрация плутония увеличится, и процесс накопления будет продолжаться. Спустя некоторое время, в горении будет принимать участие почти исключительно плутоний (из урана-238), что в несколько раз увеличивает выгорание (экономия в пересчете на природный уран составляет четыре раза по сравнению с ВВЭР).

Рис.9. Схема реактора

Самым важным качеством предлагаемой конструкции всякой системы управления. Функционирование реактора обладает физической безопасностью. Независимо от причин, случайное повышение тепловыделения приведет к дополнительному испарению замедлителя и немедленному прекращению реакции, как за счет ужесточения спектра нейтронов, так и за счет их вылета. Разделение зон энерговыделения и энергосъема обеспечивает возможность использования в первом контуре обычной воды. В реакторе темп теплосъема регулирует тепловыделения (мощность): повышение мощности теплосъема приводит к усилению охлаждения реактора, к более интенсивной концентрации паров тяжелой воды и, следовательно, к большому тепловыделению.

Рассмотрим теперь самый тяжелый случай аварии – полное прекращение теплосъема. Ничего страшного! Авария будет развиваться очень медленно, потребуются десятки минут, чтобы вода полностью испарилась. А фактически намного дольше, так как вскоре цепная реакция оборвется из-за роста концентрации урана в тяжелой воде. Повышенное давление паров может быть сброшено через односторонний клапан во вспомогательный клапан раз и навсегда.

Атомная энергетика. Ядерные реакторы


На главную