Теория ядерных реакторов - Белл Д.
Скачать (прямая ссылка):
/ 1 2 Центр активной зоны
3 4 5 6 7
Радиальные точки пространственной сетки
Рис. I0.ll. Расчетное начальное пространственное распределение тепловыделения в одном квадранте реактора [48J.
Центр активной зоны
¦ Зп , 4 5 6 7 Радиальные точки пространственной сетки
Рис. 10.12. Расчетное пространственное распределение тепловыделения при выгорании 23000 Мет-сутки/т [48J.
•выделения стало более выравненным, т. е. более равномерным, а максимум энерговыделения сместился из центра активной зоны. Причиной смещения макси' мума является сильное выгорание топлива в центре реактора. Выгорание топ' лива сопровождается уменьшением потока нейтронов в центре реактора. По'
этому удельное тепловыделение, определяемое произведением потока нейтронов на концентрацию делящихся изотопов, также уменьшается.
Данные рис. lO.l I и рис. ЮЛ2 относятся к так называемой «одноразовой» загрузке реактора, т. е. вся активная зона загружается топливом в начале кампании, и никаких существенных изменений в загрузке в течение кампании реактора не происходит. В расчетах критичность реактора поддерживалась равномерно распределенным поглотителем, выгорающим по мере работы реактора.
Другим методом введения топлива в реактор являются непрерывные перегрузки топлива: свежие топливные элементы вводятся в периферийную часть активной зоны, а затем перегружаются по мере выгорания в радиальном направлении к центру и удаляются из центральной части активной зоны. Так, в реакторе «UHTREX» [49] топливные элементы перемещаются периодически во времени, но для расчетных целей будем предполагать перемещение непрерывным и происходящим с такой скоростью, чтобы установившиеся пространственные распределения концентраций изотопов, потока нейтронов и удельного тепловыделения оставались неизменными во времени. На рис. 10.13 представлено расчетное установившееся про-
активной зоны пространственной сетки
Рис. 10.13. Расчетное стационарное лространственное распределение тепловыделения при непрерывных перегрузках [48].
448
странственное распределение удельного тепловыделения при среднем выгорании 23000 Mem • сутки/т. Видно, что метод непрерывных перегрузок обеспечивает ровное радиальное распределение тепловыделения после достижения стационарного режима для оставшейся части кампании реактора.
Третьим методом введения топлива является метод «аксиальных перегрузок в двух направлениях», используемый в реакторах с тяжеловодным замедлителем (реакторы типа CANDU) [50]. При таких перегрузках свежие топливные элементы вводятся, а отработавшие удаляются непрерывно в аксиальном направлении, причем элементы в соседних каналах движутся в разные стороны. Скорость аксиального перемещения топливных элементов меняется в зависимости от расстояния канала по радиусу от оси- реактора таким образом, чтобы все топливные элементы реактора имели одинаковое выгорание после удаления из реактора. Как и в предыдущем методе, предполагается, что установившееся пространственное распределение удельного тепловыделения сохраняется во времени, причем это распределение симметрично относительно медианной плоскости реактора.
На рис. 10.14 сопоставлены радиальные распределения удельного тепловыделения в медианной плоскости при выгорании 23000 Mem • сутки/т для описанных выше трех методов загрузки топлива. Для одноразовой загрузки представлены две кривые, соответствующие началу и концу кампании реактора. Видно, как распределение тепловыделения меняется в процессе работы реактора. Для других двух способов перегрузки топлива это распределение остается постоянным во времени. Радиальное распределение тепловыделения при «аксиальных перегрузках в двух направлениях» идентично начальному распределению при одноразовой загрузке. Преимуществом этого метода по сравнению с методом одноразовой загрузки является равномерное выгорание всех топливных элементов. Если кампания реактора ограничена максимальным выгоранием топлива, то при одноразовой загрузке кампания существенно меньше, чем кампания при двух других способах. Еще одно преимущество стратегии «аксиальных перегрузок в двух направлениях» — лучший баланс нейтронов, так как в течение кампании нейтроны не теряются в результате захвата поглотителями регулирующих стержней.
10.2.5. КОЭФФИЦИЕНТ ВОСПРОИЗВОДСТВА
(ИЛИ КОНВЕРСИИ)
Одним из важнейших параметров, получаемых из расчетов выгорания топлива, является коэффициент воспроизводства, или коэффициент конверсии, и его поведение во времени. Этот коэффициент определяется как число ядер делящихся изотопов, образующихся в реакторе в данный момент времени в результате захвата нейтронов ядрами сырьевых изотопов, отнесенное к числу ядер делящихся изотопов, выгорающих в результате различных процессов, а также распадающихся в тот же момент времени. Такое отношение обычно называют коэффициентом конверсии, если оно меньше единицы, и коэффициентом воспроизводства, если оно больше единицы.
пространственной сетки
Рис. 10.14. Радиальное распределение тепловыделения в медианной плоскости реактора ' при среднем выгорании 23000 МвТ' сутки/т для одноразовых, непрерывных и аксиальных в двух направлениях перегрузок [48]:
