Теория ядерных реакторов - Белл Д.
Скачать (прямая ссылка):
454
Так как одной из целей таких реакторов является получение плуто-ния-239, реакторы типа «Колдер-Холл» имеют довольно высокий начальный коэффициент конверсии, т. е. отношение числа образованных ядер плутония-239 к числу исчезнувших ядер урана-235 около 0,85. Образование плутония-239 в реакторе проявляется прежде всего в повышении реактивности системы. Кроме того, температурный коэффициент реактивности меняется по мере выгорания топлива, причем изотермический коэффициент реактивности становится положительным*
Рис. 10,18. Топливные элементы реакторов типа «Колдер-Холл» (масштаб расстояний между элементами не соблюден).
Когда реакторы типа «Колдер-Холл» проектировались (начало 50-х годов), состояние ядерных данных, теоретических методов расчета, особенно программ для численных расчетов на ЭВМ, технологии самих ЭВМ было таково, что отсутствовала уверенность в правильности расчета параметров реакторов. Поэтому широко использовались интегральные эксперименты [57], а также опыт эксплуатации аналогичных реакторов по производству плутония в Виндскейле.
Позднее реакторы типа «Кол-дер-ХоЛл» были обсчитаны по усовершенствованным расчетным методикам. Результаты расчетов реакторов типа «Колдер-Холл» и реактора «Пич-Боттом» по единой методике [58] обсуждаются ниже.
Реактор «Пич-Боттом».
Реактор «Пич-Боттом» [59] является прототипом реакторов HTGR (высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением). Тепловая мощность реактора 115 Mem, электрическая мощность АЭС 40 Mem. Замедлитель—графит, теплоноситель — гелий, топливо—смесь высокообогащенного (93 ат. % урана-235) карбида урана (UC2) с карбидом тория (ThC2), диспергированная в графитовой матрице. Активная зона диаметром 2,8 м и высотой 2,3 м состоит из плотноупакованных цилиндрических топливных элементов диаметром 9 см, расположенных в узлах треугольной решетки. Схематическое изображение типичного топливного элемента представлено на рис. 10.19. Топливо в форме коаксиального цилиндра окружено слоем уплот-
455
Графитовый
стержень
Теплоноситель
Графцт о 8 ая втулка
Зона топлива
Рис. 10.19. Топливные элементы реактора «Пич-Боттом».
ненного графита. В центре топливного кольца помещен графитовый стержень, обеспечивающий жесткость элемента и содержащий ловушку для газообразных продуктов деления.
Использование в качестве топлива смеси тория с высокообогащенным ураном вместо слабообогащенного объясняется тем, что уран-233, образующийся из тория-232, обеспечивает лучший баланс нейтронов в тепловых реакторах и более высокий коэффициент конверсии, чем плутоний-239, получаемый из урана-238 в аналогичных условиях. Например, при энергиях нейтронов примерно 0,1 эв значение г] (число вторичных нейтронов деления на один поглощенный нейтрон) равно приблизительно 2,30 для урана-233 и 1,80 для плутония-239 [60]. В небольшом по размерам реакторе «Пич-Боттом» коэффициент конверсии тем не менее составляет только 0,4 [61].
Следует обратить внимание на специфику топливных элементов реактора «Пич-Боттом», касающуюся расчета резонансного захвата нейтронов. Хотя топливо состоит из мелких частиц с покрытием из пиролитического углерода, зону топливного кольца можно было бы считать гомогенной, если бы не захватные резонансы тория-232. Поскольку размеры топливных частиц не малы по сравнению со средним свободным пробегом нейтронов с энергиями, близкими к резонансным, гетерогенные эффекты должны быть учтены при определении величины резонансного поглощения нейтронов. Для подобных систем обычно используется термин «полугомогенные».
10.3.2. ИСПОЛЬЗОВАННЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА
В рассмотренных выше реакторах перенос нейтронов достаточно хорошо описывается многогрупповым диффузионным или P1-приближением, потому что размеры активных -зон подобных реакторов велики по сравнению со средним свободным пробегом и длиной миграции нейтронов. Однако в пределах отдельной ячейки решетки реактора должна быть рассчитана детальная зависимость нейтронного потока от координат, энергии и направления движения нейтронов. Особенно это необходимо для точного вычисления вероятности избежать резонансного захвата и для определения коэффициента теплового использования. Эти два коэффициента имеют решающее значение для поддержания критичности реактора и для изучения его температурных эффектов. Последующее обсуждение будет в основном посвящено расчетам критичности реактора н температурных коэффициентов реактивности для различных моментов кампании реактора.
Первым шагом в таких расчетах является подготовка системы микроскопических сечений и некоторых других ядерно-физических характеристик изотопов, входящих в состав реактора. Такие данные, особенно для урана-238 и тория-232, должны включать резонансные параметры, т. е. измеренные параметры разрешенных резонансов и теоретические характеристики неразрешенных резонансов (см. гл. 8).
Вообще говоря, аналогичные данные можно получить и для всех делящихся изотопов. Ho из-за неопределенностей в резонансных параметрах этих изотопов (см. разд. 8.2.2) и относительно малой концентрации делящихся изотопов в реакторном топливе представляется разумным использовать в расчетах сечения, усредненные по нескольким резонансам делящихся изотопов для большинства энергетических диапазонов. Однако резонансы в области малых энергий должны быть описаны точно.