Задачи курсовой Курс лекций по теории электрических цепей Ядерная физика Курс лекций по физике


Типы ядерных реакторов. Аварии на ядерных электростанциях

Быстрые реакторы с газовым охлаждением. Альтернативой натриевому охлаждению быстрых реакторов является использование газового теплоносителя (углекислый газ или гелий). Однако в этом случае активная зона реактора должна быть больше, так как газы существенно проигрывают натрию как теплоносители. Преимуществом реактора с газовым охлаждением является возможность значительно более мощного воспроизводства нового ядерного топлива из-за того, что газы поглощают много меньше нейтронов, чем натрий. Газовый реактор не обладает «врожденными» свойствами безопасности эксплуатации, как в случае натриевого охлаждения, но, по мнению специалистов, быстрые реакторы с газовым охлаждением могут функционировать экономично и безопасно.

ПРИМЕРЫ И ЗАДАЧИ

1. Увеличение мощности из-за роста реактивности

Пример. Произошло внезапное увеличение реактивности легководного реактора на 1 % выше критичности на мгновенных нейтронах. Время жизни нейтронов 10-4 с. Каково будет увеличение мощности реактора через 0,01 с? Какие процессы могут остановить разгон?

Решение. Мощность реактора увеличится в 1,01100 = 2,7 раз за 0,01 с. Если такое увеличение реактивности не будет остановлено до расплавления топлива, то образовавшийся водяной пар за несколько сотых долей секунды разрушит и разбросает замедлитель, тем самым остановив цепную реакцию.

Задача. Каким должно быть увеличение реактивности, чтобы мощность легководного реактора возросла в 2 раза за 0,01 с? Время жизни нейтронов равно 10-4 с.

2. Снятие остаточного тепловыделения

Пример. Реактор PWR с тепловой мощностью 4000 МВт выведен из эксплуатации. Используя данные табл. 2.2, определить мощность остаточного тепловыделения через 1000 ч и через 1 год после останова реактора.

Решение. Из табл. 2.2 видно, что через 1000 ч мощность остаточного тепловыделения составляет 0,11 % номинальной мощности реактора. Следовательно, мощность остаточного тепловыделения через 1000 ч составит

Аналогично, через 1 год 0,023 % номинальной мощности будет остаточным тепловыделением, т.е. получим следующее значение для мощности остаточного тепловыделения:

Задача. Предположим, что остановленный реактор, описанный в предыдущем примере, охлаждается водой из системы снятия остаточного тепловыделения, имеющей температуру 200С. Рассчитать расход воды в системе снятия остаточного тепловыделения, достаточный для того, чтобы температура воды не превысила 400С в состоянии реактора через 1000 ч и через год после его остановки.

3. Загрузка топлива в тепловые реакторы

Пример. Используя данные из табл. 2.3, оценить потребность в обогащенном топливе для создания системы реакторов AGR и PWR с суммарной электрической мощностью 10 ГВт.

Решение. Если принять затраты топлива 1 т на тепловую мощность 11 МВт и термодинамическую эффективность 40%, потребности в топливе в случае реакторов AGR составят:

Аналогично, если принять термодинамическую эффективность равной 32 %, потребности топлива для реакторов типа PWR составят:

Задача. Предположив, что описанная в предыдущем примере программа развития ядерной энергетики основана на реакторах электрической мощностью 1000 МВт, оценить объемы активных зон для реакторов AGR и PWR, соответственно. Использовать данные табл. 2.3.

Кипящие реакторы (BWR) отличаются от реакторов PWR тем, что генерируют пар непосредственно в активной зоне и не имеют для этого отдельных парогенераторов. Схема реакторов BWR показана на рис. 2.11 а. Вода при давлении 7 МПа проходит через активную зону, и около 10% воды превращается в пар

Быстрые реакторы-размножители с жидкометаллическим теплоносителем. Наиболее распространенный тип быстрого реактора - это реактор, использующий натрий в качестве теплоносителя. Преимущества жидкого натрия в охлаждении реакторов обсуждены в гл. 3. Натрий является отличным теплоносителем и может обеспечивать теплоотвод в условиях очень высоких объемных плотностей энерговыделения, имеющих место в реакторах этого типа (обычно в 5 раз больше, чем в реакторах PWR).

Теплоперенос в ядерных реакторах В настоящей главе определяются желаемые качества теплоносителя реактора и обсуждаются процессы теплопереноса от топливных элементов к теплоносителю первого контура и от теплоносителя первого контура к паропроизводящей установке. Рассмотрены различные типы теплоносителя (газовые, жидкие и кипящие). В заключение приведены примеры технической реализации охлаждающих контуров в реакторах различного типа и их характеристики.

Принципы теплопереноса При рассмотрении процессов теплопереноса обычно определяют тепловой поток q с поверхности, который представляет собой скорость потока тепла с единицы площади поверхности в единицу времени и измеряется в Дж/(м2 с) или в Вт/м2.


На главную