Головні особливості води як сповільнювач полягає в тому, що водень, що входить до складу води, є
§ найкращим сповільнювачем нейтронів;
§ з усіх сповільнювачів він володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів.
Так, наприклад, середня логарифмічна втрата енергії на одне зіткнення. і тому нейтрону ділення з енергією Е = 2Мев потрібно в середньому всього 16 зіткнень з ядрами водню, щоб стати тепловим. Його мікросеченіе поглинання нейтронів sa = 0,33 барна, (для порівняння перетин поглинання кисню одно sa = 0,00027 барн). Таким чином, ефективно сповільнюючи нейтрони ділення до теплової енергії, вода сама ефективно поглинає ці нейтрони.
Використання води одночасно в якості теплоносія і сповільнювача передбачає певний компроміс між цими якостями. Суть його ...
в тому, що співвідношення ядер палива і сповільнювач вибирається виходячи з оптимальності нейтронно-фізичних характеристик реактора, а необхідну кількість теплоносія з умов оптимальності теплос'ема і теплового циклу АЕС.
Як відомо, активні зони ядерних енергетичних реакторів складаються з однотипних структурних елементів.
Для реакторів водо-водяного типу такими є тепловиділяючі збірки (ТВЗ), які в свою чергу складаються з великого числа елементарних осередків. У найпростішому вигляді елементарний осередок складається з паливного сердечника, покриття і шару теплоносія-сповільнювача.
Спектр нейтронів в такій елементарній комірці в основному визначається співвідношенням ядер палива і сповільнювач. Це співвідношення характеризується так званим водородо-паливним ставленням n, що дорівнює відношенню числа ядер водню і палива, тобто визначає кількість ядер сповільнювача на одне ядро палива (наприклад, урану). Поряд з цією величиною в нейтронно-фізичних дослідженнях використовується водо-паливне відношення Z, яка визначається на підставі співвідношення.
Ці величини пов'язані між собою, але необов'язково прямий пропорційної залежністю.
Для осередку, в якій використовується паливо на основі окису урану UO2. між величинами n і Z існує наступна залежність
де - щільність води при нормальних умовах, а - відносна щільність води, взята по відношенню до нормальних умов. Дійсно, за визначенням водородо-паливного відносини
Підставляючи в це вираження відповідні ядерні щільності води і урану
Позначаючи. отримаємо остаточний вираз, наведене вище.
Оскільки в широкому інтервалі температур щільність двоокису урану практично не змінюється, то для вибраного палива можна використовувати наступне співвідношення. Таким чином, при незмінній щільності води ці величини прямо пропорційні. Однак, якщо порівнювати варіанти з різною щільністю води, то між цими величинами не має місце прямий пропорційної залежності. Примітка. - середня щільність палива в паливній зоні з урахуванням центрального отвору і зазору між паливним стрижнем і покриттям.
В принципі, для водо-водяних реакторів можуть мати місце три можливі ситуації:
1. Оптимальна кількість води в осередку з точки зору теплотехнічної багато більше, ніж оптимальна кількість води з нейтронно-фізичної точки зору, тобто. В цьому випадку водо-водяні реактори не мали б комерційного значення, а використовувалися тільки в ядерно-енергетичних установках спеціального призначення (можливо, пароохлаждаемие реактори на швидких нейтронах).
2. Оптимальна кількість води в осередку з точки зору теплотехнічної багато менше, ніж оптимальна кількість води з нейтронно-фізичної точки зору, тобто. У цьому випадку цілком можливо було б застосування канальних водо-водяних реакторів.
3. Оптимальна кількість води в осередку з точки зору теплотехнічної приблизно збігається з оптимальною кількістю води з нейтронно-фізичної точки зору, тобто. Це область корпусних водо-водяних реакторів. Всі існуючі реактори з водою під тиском приблизно відповідаю цій умові.
Розглянемо більш докладно вплив воднево-паливного відносини на теплотехнічні і нейтронно-фізичні характеристики реактора з метою визначення оптимальних значень цієї величини, тобто.
Випадок 1 Теплофизические обмеження.
Будемо розглядати теплоносій в однофазному стані. Для однофазного теплоносія повна теплова потужність реактора W пов'язана з витратою G [кг / с], питомої ізобарно теплоємністю Cp [Дж / кг * с] і підігрівом теплоносія DT [° C] наступним співвідношенням
Якщо активна зона реактора містить N елементарних комірок, то середня потужність на одну клітинку буде дорівнює
де - середня витрата теплоносія через поперечний переріз елементарного осередку. Основними теплотехнічними параметрами активної зони є питома енергонапряженності активної зони і питома енергонапряженності палива. За визначенням
а питома витрата теплоносія
де - відповідно щільність і прохідний перетин теплоносія, а u- швидкість його руху через активну зону. Беручи до уваги, що і нехтуючи товщиною оболонки твела, отримаємо
Таким чином, при всіх інших рівних умовах залежить від Z і залежність ця дається виразом вигляду. Графік цієї функції асимптотично наближається до одиниці і досягає значення 0,9 при Z = 9, а n = 27.
Найбільш сильне зростання ця функція має в області зміни змінної Z
1-3, де ми отримуємо практично лінійне зростання від Z. При значеннях Z> 3 товщина водяного шару стає настільки великою, що використовуються при отриманні цього виразу наближення стають непридатними.
Питома енергонапряженності палива пов'язана зі співвідношенням. Враховуючи що
n. Таким чином, оптимальне значення воднево-паливного відносини з точки зору теплотехнічної ефективності лежить в області 3 Випадок 2 Нейтронно-фізичні аспекти. Зауваження розмножуються властивості уран-водної решітки залежать головним чином від двох параметрів; збагачення палива і воднево-паливного відносини. На першому етапі ми обмежимося вивченням залежності від водоростей-паливного відносини n, приймаючи збагачення палива фіксованою величиною. Головною величиною, що характеризує ефективність процесу розмноження нейтронів є. Відповідно до формули чотирьох співмножників Розглянемо характер залежності кожного із співмножників від величини водородо-паливного відносини n. Коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах m. При збільшення величини n зростає товщина водяного зазору і тим самим підвищується ймовірність для надпорогових нейтронів, що вилетіли з блоку, розсіється на ядрах водню. Таке розсіювання призведе до істотного зниження енергії нейтрона і виводить енергію нейтрона за поріг ділення урану або торію. В результаті цей процес призведе до зниження величини m. Отже, m зменшується зі збільшенням водородо-паливного відносини.Навігація по публікаціям
Схожі статті