FAST BREEDER
REACTORS
ALAN E. WALTAR
Fast Reactor Safety Development
Westinghouse Hanford Company
Richland. Washington
ALBERT B. REYNOLDS
Professor of Nuclear Engineering
University of Virginia
Charlottesville, Virginia
MewYnyn PERGAM0N PRESS
Tc,,w° fan, F,„k(u,t
А УОЛТЕР
А РЕЙНОЛЬДС
РЕАКТОРЫ -
РАЗМНОЖИТЕЛИ
на быстрых
нейтронах
Г1с(Н1воД с английского
А.А ВАНЬКОВА и В В ЯРОВИЦИНА
МОСКВА ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ 1986
ББК 31.46
У63
УДК 621.039.526
Рецензент В А. СндО|*9КО
SB- ОТЕКА’
* II и ।	~	_*
Уолтер А., Рейнольдс Л.
гъ РсактоРы'РазМ1,ож|,тс.1н на быстрых пейттмя
Пч. С англ.—М,: Экергоатомазд	.
жены основы .
- 
Д™ инженемв^. *л»Щ«х пао.,^,”, П«Я»»и
» ofaaers ««раса »ве4иЙ*“м’
у 2304000000-3II	*«**•*-.
~05Ц0ГЬ8Г~ 22*-!Л
ББК 31 4*
- l981 А!ап Е Walt«- 4
®П'1"»А««В«М»<1М * В "Wld.
’	1966
ПРЕДИСЛОВИЕ ПЕРЕВОДЧИКОВ
Книга Хлапа Уолтера, руководителя отдела безопасности быстрых реак-
тороа Ханфордской лаборатории, и профессора X зборти Рейно зьдса. круп-
ного американского специалиста по ядерной технологии, охватывает широ-
кий круг пр«|блем быстрых реакторов н потому будет Гюле пюй в качестве
справочного руководства но быстрым реакторам дли работников атомной
пр a in и шести, дспирлмтоп и студентов .Хоти в США пока не построено
нпго демонстрационного быстрого реактора большой мощности, амсри-
к ' хне специалисты располагают нтачитс п>ным ио|снниалом в »>б. засти ре
яторостроення и проводят широкие фнзи ко-тех политические исследования
всем аспектам быстрых реакторов. Особенно важными на современном
те являются материаловедческие лс< ОДовАмия пл реакторе I I II', харях*
териэующегося высоким потоком быстрых нейтронов Авторы книги, будучи
в «гуще событий* ii.tnnuif.i и,ной программы развития БР. хорошо прсдстАА-
>яют н< и <Лежно»-гь и тру.цнкти практического внедрения Ы’ Они прлвед-
:нво подчеркивают международный характер рлбот в »той области, общность
К'Жцеп||иЛ и проблем н.п которыми работают спениллн ты в ратных стра*
нах (прежд-- всего проблемы надежности и конкурентоспособности ЬР при
требовании малого времени удвоения). К гожилеиню, »тц пробы» мы могут
отодвинуть начало широкомасштабного испо льэоп-ипгя ЬР на период, более
далекий. чем ожидал»-» ь 15 20 лет на зад Гионность задачи в целом хоро-
шо пока »ма в книг»
При ее переводе возник .зли апреле лепные неудобства, связанные с тем.
что для многих понятий реакторной фишки и техники в русской техничес-
кой литератур- не находится твердо установившихся терминов К примеру.
<вэл (тепловыделяющий элемент) в сборке зоны воспрон шод»два быстрого
реактора можно было бы назвать сырьевым твхтом. или с > том. в opi инах ре-
гу лнроввння — пэлом (поглощающим), но тогда твэл в гомогенной активной
зоне нужно выделить как а «л (активный) либо дэл (делящийся), сохранив м
термином »гтвал» общность: в конечном счете элементы всех типов реп к тор-
ных сборок являются в той или иной мере тепловылслякмцимк Существу»*
щяе многообразия физических понятий, например таких, как Кизффнциеят
воспроизводства (соответственно, время удвоения), коэффициент размноже-
ния и другие, необходимо четко классифицировать. На 1релв необходимость в
рекомендациях по терминологии в области ядерщ/й экономики Практичес-
кая важность етандартизапин терминов и определений в реакторной вахне и
технике на современном этапе (т. е. усовершенствование и раешяремм су-
ществующих I (JCT) очевидна. В этом деле решающее слово остается м еле-
йна листами.
1 I Дшылот
Й. В. J?/1-«»(.
Л1Ы notfW™
во-первых. научным и техничс
^работникам разных стран,
способствовавшим развитию бм. г-
ы реакторов-размножите и'И dля
обеспечения грядущих поколений
безопасным, экономичным и неис-
черпаемым источником я .рной
энергии;	t
во-вторых нашим жена w Inhc
и Eicue. которые нас вдохи „вили
и всячески поддерживали о работе
над книгой.
ПРЕДИСЛОВИЕ
Признание специфики и особой роли быстрых реакторов р
произошло давно, еще в 40-х годах. Теперь общепризнано, что ядер
гия открывает принципиально новые возможности по ср Л1
онными источниками энергии, однако долгосрочная не
энергетики требует осуществления воспроизводства я,
Масштабность ядериой энергии легко проиллюстрир< МТЬ, р
ношение ядериой энергии, заключенной в I г делящегося мвй
гни, выделяемой при сгорании 1 г углерода Эго поистине гн
чина, примерно 3-10*. Однако в обычном реакторе, просто < ц
лящпися материал, используется лишь окаю 0.5 *» прнре
из руд ypataa. А теперь учтем, что при широкомасштабном В1  ф
ной энергии придется использовать руды с бедным ецдери
скажем, 7-. 10-*, Тогда эти факторы превращают полученное нами
3-10 в единицу:
З.ЮМ.Ю ’.7.10 *«]
Гем самым ядерная энергия сравнивается с тем что в и
ется органическим топливом. При таком нспать^вано
нить термин «желтый уголь» 11 только я vrinnu»»
быть использовано не 0,5 % а око ю 2)*	* *xnpoi гг
урана, что в свою очередь uXtsXS "отечен кого щ рул
шсячеш,,.,. зксЛХ “„“TbS‘
Другими словами, ядернагБеотия «^^Жв*,Нв“ УРана
лишь в условиях воспроизводства ятепн^*1 МСТ,,Ниодя*
ниманця такой ситуации и долгосрочного nnnI^UMM УМУ^
Развитие концепции реактора-размножитЛ * ну*ея снст,г
ia’exTSeZX’XT"	Z
и°ко°такаГзад"”по"^^	«SSoSl ГВСТ""“" иежд>‘“’
реактора.развдож."“ ™’ам не Kai«™ ^ранГ^??^”‘Р“и'ЮА|ПС’'П Од'
Практическое опреде-1е»ном смысле PaiBHTiie кон:
нове опыта создания nTe реактоРО8ФазмножитРт!г ИСХаднт изолированно,
торы. Для дэе р J °Ры’пеРеработчики пе₽Всгг ’
Р го поколения было г?^!!Мъ -Тегководны< реак-
i___	И’’'’1 и* долгивременнля
Предисловие
7
перспектива. а скорее демонстрация надежности и конкурентоспособное. ги
источника электроэнер! иц. Это оказалось весьма сложной за ычей, потребо-
вавшем большего времени, чем вначале ожидалось. Так что созданию быст-
рого реактора-размножителя не всегда уделялось лостагочно средств и вни-
мания.
В связи с развитием быстрых реактороц-pii.множителей очевиден и дру-
гой момент: необходимо, чтобы топливный цикл был шикнут В случае АЭС
первого поколения выполнение этого требования в принципе может быть
отодвинуто ил одно-два десятилетия. 6 реалн lannii программы расишрен-
ною воспроизводства с участием быстрых реакторов и о неисчерпаемости
ядерного источника энергии можно говорить, имея в виду обя i.it< тьмое
условие замкнутого топливного никла.
В следующем десятилетни мы будем вынуждены принять глобальную и
долгосрочную стратегию в oinoiiieniui энергетической проблемы На сегод-
няшний день большая часть топлива поступает из одного основного источ-
ника мировых । шагов Персидского залива I ели же говорить о решении
мировой «нсргстичг* кой проблемы на период после 2(МИ) ниодл. то н< и >-
беж И" пр в ходим к нгобшдимси in практического использования бы трых
pe.iкторов рвзмножите.left Но сначала нужно Г1родемонсгриро|нггь в<нмож-
нехти ядерного 1юспрон шодсты|. Занимаясь проблемой быстрых реакторов
в годах. мы иг "пережлем события, а скорее летаем эго с опот [анисы.
П« ним причинам книга Хлапа Уолтера п А (бергл Рейнольд* i весьма по-
жни Опа >.п|отняет сущее I венный пробел н литературе. поскольку в ней
собрана и Представ, шиа В виде об юрив широкая itin|*»jixbrHHH, касающаяся
быстрых ревкторов-рл 1мш»жп1елей Гем самым опа способствует углубле-
нию н расширению ihbiimA в этой области. Книга, ие« омнешго, будет поле иы
как • пеннелнетям так и студентам ( юдуег ыметнть, что книга отражает
работы. выполненные в разных странах И но вполне согласуется с между-
народным характерам исследов.'шнй но быстрым реакторам рл тмш>жите >ям
11усть же она послужит своей цели и яспатнит свою чрезвычайно нужную
МИССИЮ
П “ 1ьф V 't> • и
заместитель директора Международного института
системного .ma.iiH.i. И|.юс .Заксеибург. Квстрня
ВВЕДЕНИЕ
. ,,а1ее будем полья иг  ..
Рмь быстрых	мектричккой мергии но
кроение» БР) как "“ХТяр В это"
„оказана	"я коистрт хпяоняых «оЛяностей I а
санпе основных характеристик" *™
также методов их "РоектХкХ книги было желание уловлет
Ведущим мотивом при1» 'Бр в котором нуждаются об 
требность в пособии но технол_	студенты ст р
к этой обтаете спешта.тесты. а«"Ра"™_ a ”h* эяяяя. по те -
Предполагается, что чптателт.. имеет«•• Д '
ров. теплопередаче » пир Д	сРе|1„мы|0Л„ |;р. пр.
^ЛХ-'вое содержание ««
сующие его темы. Кроме того, книга может служить 8 КЛЧ»
курсах по безопасности быстрых реакторов
Другая цель этой книги-служить в качестве о&цсго спрааочг
водства для инженерно-технического персонала, сгк
бегающих в области создания БР. Отчеты по исследованиям и | ви
обычно предполагают глубокие знания предмета Но мелочи hi -
вечных пособий и публикаций вводного характера затрудняет
ния и подготовки молодых специалистов Поэтому многие темы
вождаются вводными аналитическими разделами, которые ото
крытой литературе. Тем самым общеобразовательный аспект агой
жет быть полезен и для инженеров, работающих в области <	$
В книге большое внимание уделяется методологии проеспф
лиза, а также физическому описанию систем, тогда как ЯйслегнЫт
п? ГЮДЧине,|Н-’ю Р01^ Результаты анализа и проектора
ютсн номере непрерывной эволюции в конструкциях БР о
к,аются “сюей “*	~• • £
«и^ряотйшна^Х1 я" 1^л^*<Мге'Ь"Ы<! 1
конструкционных данных постоянны пп? >Добног П|
сання) быстрых реакторов ₽ "Ротируемых (па W
этому, учитывая orpXiqSTSj^X?’^™88” ««огне вопрос! По
бирать темы, удовлетворяющие обшеобпа прихадилось п •
".™ бы.» дать общ„ Р	«•’" в W а.
ме п»ЛИ отобРа[|Ы такие темы, котовые’Д’1я ПР<*»стмроваштл БР
практик''* бь[СТ₽ых Реакторов и ₽котопы^>!к.₽аСаиТрИМЮ1СЯ 8
Тщат(^ь-'-
ла тем С бги2 “в^ния склонил автооов в пР°МИсса ***«> количеством
hhmvmv оп)5саниГ°Вате’1ЬНЫМ ,,Х1°женнеы°П-^йы6оРл меяьш чне•
Ряна 1ХьТпСИСТеМЫ^^	ПРИШ4ОСЬ «*™ * -»•
Ров явления тРеХ^Л“Ь2БР В	неоют-
вы. поэтому вРкн«г^,,п^есТОрониего знали5^^НОСТИ быстрых ревкто-
нибудь детальное оассмп^СВЯЩенной ^им вот>?е38ЫЧайно Многочислен-
вое рассмотрение та1ьк^^сам. возможно сми.» О-
н* Части В связи с этим
Введени*
9
в теме безопасности акцент был смещен от углубленного рассмотрения в сто-
рону физического описания наиболее важных явлений и общих представле-
ний. существенных для понимания бе (опасности БР
Имея в виду (н'новную функцию книги — служить в качестве учебного и
справочного пособия ио БР. авторы не пытались обозревать всю литературу
по каждому предмету. Таким образом, синеок цитируемых работ невелик по
сравнению с опубликованной литературой по каждой теме Более того. На
стиль изложения неизбежно повлиял прошлый опыт авторов но части мего-
доп (особенно машинных программ), которые используются в Соединенные
Штатах Однако необходимо при шить, что во всем мире происходит быстрое
развитие ЬР. н международное сообщество специалистов в згой области
ощущает сильное влияние успехов в pa ibhtiih БР во всех странах
Книга разделена на пять частей: I Общие вопросы (гл, 1 3). И Нейт
рои но-физ II чес к не характеристики (гл. I 7), 111 Системы (гл К 12). IV
Безопасность (гл 13- 16), \ Газоохлаждас.мые быстрые реакторы (гл 17 и
Первые две главы содержат ввотпый матери.гл по воспроизводству. зап»*
сам ядериого топлива, программам развития реакторов-размножителей
Г «па по экономическому анализу ядерных реакторов включена по прими
и, важности экономики для коммерческого освоения БР. Они написана
П Овсцом н Р 11 Омбсргом из фирмы Вестингауз* (X знфорл) веду-
щлмп ин (и > тистамн в вопросах i равнин*тьиого экономического аи.иита
реакторных систем.
Гл вы 4 7 посвящены ра шчным вопросам переноса нейтронов, вклкяыя
н< • рони'-фи 1ИЧССКП'. расчетные методы и такие понятия, как спек гр нейт-
ронов •нсргордснредслсиие, нейтронные сечения, кинетические и редктн»-
костные эффекты. топливный цикл. ком|фнциент ым и|»он щодона н время
удвоения 1 лавы 8- 12 о» вещают тему тенлогилродииамнки и меллинки. ну-
да входят .тилли i прочит«тн и теплоиапряженности теплиныделнкэщих эле*
ментов. ра< четы температурных паи н, характерна пк охлаждающей системы
и факторов перегрева, выбор материалов.
В теме безопасности БР (гл. 11, 15) рассмтнривлюгся методан»гическне
вопросы и фи 1ичсские явления. возникающие в kuhiрадируемых и неконтро-
лируемых переходных процессах.
Благодаря доминирующей на нынешнем этапе роли быстрых реакторов-
p.умножителей с жидкомегалличс» кнм теп иних нтелсм (далее нсполыуггся
сокращение БН*). им в книге; уделяется основное внимание Альтернатив-
ное решение г.ииохлажд.н мый быстрый реактор-]>н1Мнаж1ГТ<-Л1. обсуж-
дается в последней части киши
К ждая глава заканчивается задачами или об юрными вопросам и Для ре-
шения некоторых из них требуются расчеты па ЭВ М. но все они ирамичемы
рыками нульмерной геометрии Их решение способе г пуст углубленному
пониманию фишки быстрых реакторов Обзорными вопросами снабжены
главы более описательного и менее аналитического характера
Август 1981
Ричланд. Вашингтон
Шарлотсвил Вирджиния
\мн Е Л •
I :'<срт Б Р- и - эы.йс
• Английской аббревиатуре LMI RR (Llqucd Meta) Fe«l Breeder Rcaiiur) tee*.
еетгтвугт приияое в «течсствеэппэй лин-рагурс обоначеиме ЬН (бысгр.Й >
реактор).
Часть 1
общиеволрскы
z л «пп^тяпЛСННЯ о ЬР '
. Перми идаая-асть виду >, „ ^.тиал» ЬР в
гается концепция воспроизводства (I 2 являстсЯ с;
энергетической струкп'ре Р^'^^„„ост'ям. прясуШИН БР. ГЛ	КИТ
по основным конструкциош . ко..мерческих оценок
основные идеи по экономике
Глава 1
ВОСПРОИЗВОДСТВО И РОЛЬ БЫСТРЫ ’
РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕИ
1.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
На современном уровне развития цивилизация я- лс‘
ные виды энергии и в больших количествах Вплоть п ш
ее производство было крайне ограничено, двнж» »не	ОСМОЯИ <
мускульной силой человека и животных В начале XIX в ч
можности совершать работу существенно расширились б i
нию силы ветра и воды и сжиганию древесного топлива lai
постепенно вытесняли дерево, воде н ветер в качестве пер>. / > 
ческих источников.
Открытие ядерного деления в конце ЗО-х годов дало 1юежл\	ел
быстро истощающихся видов органического топлива прядет но«
той и сравнительно недорогой энергии. Хотя осяовкые^стХи Ы1
энергии - ура„ „ „отенц,,а.,ь»о т'р„Й	,
иестиах. он,, не могут использоваться HenocwacmSSTni,	!
ну»™ «првеяЛ «попы	““
В начале 40-х годов ста 7л нюл/^	•Ыутоияя
S3»Pu нейтронамн°раТных	!₽“ «"«W	<
<	1 эВ лаки прн энергиях в области 1 м-m П₽И ТспЛовых Ме^гпях Е<
Их называют делящимися ядрами Cr. , ЭТН ЯД^а ПРет<Р
•	чидах. Обнаружили также чтп	говорят л -u. uvk-
•	wr также претериеваТ^,»у
”™-™шьшеок„х зиергня '0 "оШствне-
-Un ;
^гоХшш^ернХерг"
скрытой в оставшихся адерГИИй1«^-^ C™°
н° говорят о делящихся нук-
нуклиды **1 и Th
д падающих нейтро-
или битее) Было наА яо. ято
. д делящиеся их или®*-
V «елует HaftnJ’cnei'“™° ясж> т™ Ы" nftV
} рана. способ использования
Глава 1 Воспроизводство и роль быстрых реакторов-ратмнонгителей
Как показал опыт, ядра 4Ям11 и 2MTh могут захватывать нейтроны при
анергиях ниже 1 МэВ и посредством этого превращать "UU в '"Рп. а ' Гй
в *"l I 1оэтому нуклиды • l!,l II  '1Т11 бы. Ill ПЛ шаны I Ы/И.'«1Ы.Ч(7 Б 1Н деля-
щихся нуклидов у щлоеьбы получить из сырьевых больше. чем расходуется
в цепной реакции, то можно бы переводить имеющиеся в изобилии < ырыпые
маориилы в тлящиеся. Ьолмогкщк’гь этого процесса ОМ 1.1 ДСЙСТВИТ” и.но
показана, и этот процесс получил взпменовавие aocn/xnmwAwfln. или бри-
динга.
Вскоре нашли, что величина и (число нейтронов. испущенных в процессе
деления на одни акт поглощения нейтрона в данном нуклиде) д гя делящего*
ся нуклида •’ ’Рп имеет более высокое шачение для быстрых иен громов, чем
тепловых. Бблынге число испущенных нейтронов означает, что имеется боль
шип печаток ценгроцов для превращения ,,н1' в -’"Рп. Отсюда вошнкла
идея, что в реакторе размножителе, работ;нощем ня быстрых нейтронах, нс
п<> и- ювиине Ч будет более фректпнным. чем в реакторе ил тепловых вей
трои.их Выш пилось, что воспрои шодсгво топлива возможно и в теп юных
р ихорах причем для этой цели нанлучшим является ториевый никл (u,Th
l’l ) Ториевый цикл осуществим и и быстрых реакторах, однако «осиро-
ти вс	по оказывается более «|х|>гктнвным в плутониевом цикле (,1Ч
т,,Ри) II тутоцнгвый ЦИКЛ пре П1ОЧ1 пгелси И ПО Другой причине он ИСПОЛЬ
>' • я Fi существующих энергетических тепловых реакторах
11'рвый быстрый реактор под пл шаипем «К icmciii iiii.i- был сооружен в
. Io \л.'М<Н*'Й 1'46 Г дующим lliai ом бы [О < ipiiHie.Ti.CTBO »К> НерИМеН
. .НОТ 6<>lCip<'f" pe.iKTop.1 I HR I, CllpOCKTIlpUtUIHHOio В Хргоинской на*
И" и-ной Л1|би>рлторни Нот реактор был со |,ыи и шачительной мере бла
Ггцаря »нгутиму Этгрнво Ферми и Уолтер* Ции.т 20 декабря 1951 г реак-
юр i BR I .«работал как первый в мире ядериый источник электрической
»H'.’p:tiii Это была демонстрация БР. вселившая веру в перепекгивпость ио*
ВОГО ядериогл ИСТОЧНИКИ »перг ни.
Примерно 30 лет спустя после пуска I HR I в трех европейских стран ix
уже p.if-ггали четыре быстрых реакторон-размиожигглей с жилкомег.гллм-
ческим (натриевым) охлаждением (реакторы тина БИ). на шачением которых
быю производство электроэнергии (частично опреснение иолы) при > шк
трнческой мощности п лил па юнеет 250 ;to6«Xl МВт Коштруируютс и »>! I »лск
трнческой мощностью 1200 МВт Ожидается, что к концу Н0-х годен сооруже-
ние Ы1 AiCKTpH'iei кой мощностью от 1200 до 1600 МВ г будет осуществляться
в пяти странах А до 1990 г восемь стран па трех континентах будут >ксплуа-
тнровать промышленные либо исследовательские реакторы логотипе Для
многих стран с недостаточными собственными 1нертегнч* < ними ресурсами
Возникшая в середине XX в идея практически непечерш1смого источника
•нергин стала обретать реальные черты и учитываться в >коно.мнчсскнх
прогнозах на XXI столетие
1.2. международный характер работ ПО БР
О между народном характере проблемы БР можно судить . i, а иным
рис I I Он дает представление о том. какие и.зибо.нт важные дюеьгы ЬР
ре.пи тованы и какие находятся в стадии плаяироваиня Крттм<- у ка ынмых ма
рисунке, планируется, как объявлено во Франции пос и- ввода в чюйреак
тора «Супер Феникс» приступить к конструированию туч атомных станций
электрической мощностью 1500 МВт Проекты Т1гр< чп<*лены в xpuHo.iornwc-
ком порядке (пи времени достижения критнчшк гн) по разным гранам Из
CWF СССР
-6Р
делмо-
фран^Р^
Иг а ли*
ФРГ
1940г.
1950с.
1960с.
^меменмма»
_____।____-4-
Ш-ТТ	I
I .6Р-1/2\	(PW
I ,[P-3/tO'____^Ж _
।	\«РМС<№ "
\sop-fo 
1970с.
\5H-350 ^Феникс* [ pf/i
1390г.
FFTF
\«Cgnep~ I
Феникс»
SNft 300 I
И’
1990г. -
CR^RP—j._|C=2j|r |i_„ 3,
। БН-1600 K<Cgnep-
^Реним-2'п
CDFR
\106C*&
i if-o i
Индия
ках-2 \JOW
I
DniUK.
Рис. 1.1. проекты БР в разных стражах
/ — экспериментальные к исследовательские рмктори: 1- ..'
онные реакторы (относительные рмкеры значков x»p»mp»yw Г »»“’, 
рисунка видно также назначение каждого проекта предн -•ЗИЯЧ1
получения экспериментальной информации либо для дакж т
водства энергии.
В табл. 1.1 и 1.2 приведены основные сведения пор и
отмеченным на рис. 1.1. Таблица 1.1 касается быстрых pear*
Таблица 1.1. Быстрые экспримснтальные и нсслехвитглмжкз
Реактор	Страна	vujjCh лмзиээь -III иф Voj	it h »<	• fit X -Me pi .же	pAWep AM- ТММой эоны я		
«Клементина» EBR-I	США >	1946 1951 1936	0.02;.	0.2	2.5	Pu, метки	
БР-1 2	СССР		1 0.1 5/10 60		6	U меидз	s.k
БР‘5 10 DFR	» Велнкобрн-	1958 1959		t’j	1 u П l*№	Pu WTAJ.t P»OS. t ‘ PuO,	Hi N
LAMPRE ' Энрико-Ферми» EBR-2	таиия США >	1961 !%3	1 200	65	IXU 3.2 400 73	U. мтдд ЖмдиЯ Pq	\ к
«Рапсодия» SEFOR	Франция	1963 1967	62 40	20		l. метил l\ меты i	к*
БОР-СО ККК-2 JOYO FFTF	США* СССР ФРГ Японца США	1969 1969 1977 1977 1980	20 GO 58 100 400	12 21	42 366 60 320 Ж	РЮ, ЬО, -Pj l4 U(k P'i-IVj, L°x-PuO,	\ « \. \* Na
* С участием ФРГ	И Евратома				040		Na
Глава t. Воспроизводство и роль быстрых реакторов-размножителей	{J
Т а б л кц а 12 Прототипы и девппктраиноиные Г»Р
Р свято р	Стране	Год <H w веемого пускл	XflW ‘,13OW ttX>« КТЭ	Тепловая ! модность. МВт	Размер аклкваюЯ зовы, л	I (Л1ЛНВО	L	Те* книструкцжи
БИ 330	СССР	1472	150*	1000	1900	1ОЛ ГО, PuOj	Na	Петлевой
• Ф<ЧП1К1 »	Франция	1973	a: io	568	1300		N.i	Ба коамЙ
РБК	В«ЛИК')брИ тлппя	1974	2Ч)	600	1500	ио, РиО,	Na	>
ЬН-600	СССР	1980	Г .00	М70	2500	ио. СО, —РиО,	Na	»
«Су игр- Феник •»	Франция* •	1985	1200	юоо	10 500		Na	•
S \R 300	ФРГ—	Не опрс» делен	327	770	2300	UO, РиО,	Na	Г !» г левой
М< NJI	Япония	19#7	300	7Н	2.100	ио, РиО,	Na	К
CRBRP	слил	1'388	375	9 IS	2900	ГО, РиО,	Na	>
р*	Франция ••	1990	1.1.40	гоо		UO,— РиО,	Na	БиовыЙ
CDI R	Вс кковрп- ТЯ'1НЯ	1990	1320	3230	G6G0	UO,-РиО,		>
SNR	ФРГ	1090	1330	3420	12 000	1 О,—РиО,		НеглааоЙ
ЬН-НЮО	СССР	Не олре- делен	1I-O0	4200	88(Х	ГО, —РиО,		Баковый
Дгмоиггра* ивояиий	Япония	)чо0	ккю	2400	8000	UO,-РиО,		11ет .ИВОЙ
П «*	1 '	“«гг.-Д	• В I ч
п»<>к и:> ,.и Фр| '> и , Н1* м iiHjtojutattaon.
* С ,1 Шн-м Бель ка ' Нт «.ерваяяоа
енных в экспериментальных целях либо для нс< ледпвания топлива и мате-
риалов. хотя в некоторых нт перечисленных в таблице реакторах осуществ-
лена выработка электроэнергии В табл 1.2 перечислены прототипы быстрых
реакторов и демонстрационные атомные электростанции. Прототипы —
это специфического типа атомные • текгростапцни электрической м<ицностыо
обычно в пределах от 250 до Ж) МВт, предназначенные для получения коли-
чественных данных в опыта работы в целях перехода к коммерческим \ЭС
Демонстрационные станции по размерам такие же. как н коммерческие
олнлкооин предназначены для демонстрации рябона «нгрпчическнх ЬР н их
надежности, что необходимо для строительства и жсплуамнии коммерческих
станций.
Следует отметить два интересных факта (табл I I и J.2) Первый вклю-
чается в том. что все быстрые реакторы. построени1>№ и планируемые для со
оруження. основаны на U — Pu-цнкле; второй — исполь ><1вание жидкого
металлического теплоносителя (ни в одном из них нс применяется газовое
охлаждение, несмотря на то. что такая во шожность считается реальной (> м.
гл. 17)1.
Хотя в табл. 1 1 и 1.2 содержатся некоторые основные Данные ддя <кыю
шинства проектируемых ЬР, читатели может та интересовать более пщроб.
ная информация, в особенности в свя и< с рассмотрением в последних । имид
конструкционных особенностей Такая ии<|х>рмацмя по >гнм реакторам да-
ется в приложении Л.
। 3 физические пр
н
— ------------
А. ЦЕПОЧКИ ЖВР^“ИЙ
ппного топлнм нсобх ре-
д.,„ «я» даЖ (vj а?Гг^
—  '«V
такого превратен1^ пу

233р.. ______... W
(n,JI
”>'Р
'j3723,5mun)
2Мт>  «9..
92, (мГ « ~ » ~
Р’(27сут)
253Ря
31^а
Р'(’23,4 кин)
Ч.2ТП - j- :птъ
”	90™

Рлс. 1.2. Цепочки превращений *4_»п <
₽	“ L-»pa (в)|| а
этих цепочек см. в гл. 7). Смпкй
*Еием «Фи3Хп\ГаСТ"цЫе^,Д^^У^ ЯМЯЮ
стабильные 2«pL Л? рассматР»ваться'пви па ПОЛо«У ь »
-Да. козоры,-, мХ’ ™"	*' »	“““
ла. На рис. 1.2 не vutauZ ТЬдостат(>чно Ma.ukГЛ1** с ПеРна” ' ^олурлс-
поглощения нейтронов k “ реакц,,п Деления (!Гл «ИМнвиоп» пяк-
ргаю" “И’ТОжи.увиш,,	ч- ’«ДО» » ' .KU“"
1.3. Физические принципы воспроизводства
15
FP
FD
Б. КОЭФФИЦИЕНТ ВОСПРОИЗВОДСТВА И ТРЕБОВАНИЯ К ВОСПРОИЗВОДСТВУ
Наработка топлива и реакторах характеризуется коэффициентом конвер-
сии. который определяется так:
(•|^ Количество иронпи;ичпи>п> делящегагя материала
Количество израсходованного делящегося материала
Обычно в расчетах нс пользуются величины ГР и ID, относящиеся ко вре-
мени топливного никла, т. с. к промежутку между периодическими эагр^
ками свежего топлива в реактор.
Реактор называется размножителем (или бридером). с<ли кпдОДиинент
конверсии больше г шпицы В ном случае коэф иншент конверсии на швш
коэффичичипо.ч <йчпроизводства и обозначают BR, т. е.
BR
НП	'	'
Р 1кюр. для которого кол|м|>1|цнснт конверсии меньше единицы, н.пыплют
~ ’пчилгч (и in * HtiCftii'>/ю.ч). Существующие энергетические теплопыс
реакторы являются конверторами. В реакторах рл (множителях коэффициент
кош • р' ни лля активной зоны может быть и меньше единицы, в то же время
к -->.фнцмент воспрои iBQflCTii.i для реактора в целом — активная юна плюс
зон’ ж <i|  <и «водсгпа — больше единицы *.
Др>। ня полезная неличина — это и.^быточныИ ко ффициент воспроизвед-
ены (}. который определяется как
G-BR — 1.	(13)
Введем обозначения НЮС — критическая затру жа делящегося материл
ма а реакторе в начале цикля (т е сразу после перегрузки); f'LOC — то
же самое на конец цикла. т. е. когда реактор остановлен для перегрузки**.
В этих терминах избыточный коэффициент воспроизводства выражает-
ся следующим образом:
г FtfOC I ROC	.. . .
и « 	. ...... .	И 4а»
или
6
где / о ~ и (Пыточное количество делящегося материала, наработанное в од
ном цикле.
• Зона воспроизводства >то част*» реактора, состоящая из сыр кал г о мате-
риал».
К эффацхевт конверсии активной воны реактор.! рл (множителя часто млывают
внутр. МНИМ коэффициентом ВОС Пр Г) И ШОД rtlit, ИЛИ коэффИКИситом восвромэмдетм
активном эоны, несмотря ил то» что он обычно меньше единицы
•• В отечествен ной литературе часто иаи>лнзук1гся русские обоэначенм 4 кейтрт»-
нофи >н ясских величин, например КВ коэффициент тмкпром цшдсгва. Т. — время
удвоения нт п Для сохранения единого стиля и вложении в данном аеремодя шмессюЛ*
разно сохранить латинские обоенач*нкя. ислольвуемые «вторамн nhhin ь> >и и ип.
первых букв английских термиилв. учитывая, что советские епгцизлк ты де» но иис-
приннмают английскую техническую символику В длипой главе я поль>у|.я ci<ivw«
тис аббревиатуры CR (conversion ratio). I P (hatllr mat» r il pr nlu .	) U im -
material destroyed), HR (breeding ratio), G (breading gam). rBuC (bwkl- ява'егм
at the beginning of a cyclcji. ГМХ. (fissile material .it the • ml of । f G I Pud* mu
tcrial gained per cycle). RDT (reactor doubling lime) (Прим wpi* •
16 Глава 1. Воспроизводство и роль быстрых реах оро» рлзмНо>пкгв0ен
Очевидно, для того чтобы реактор
"»ОД?*Г,Ч Д0ЛЖС41 vUi ~ --
Воспроизводство в ядерно.м реакторе возможно при варьиров
««-пмгше. однако для п < v ^iin'
был размножителем. избыточный ко-
3^„po«™ . W”lffi'диапазоне, однако для п лучения
готического спектра аей^’'°пВ’noirWACTBa необходим тщательны, убор
приемлемого К0ЭЙ',ц,|ента	Р-•, данному спектрх нейтронов	г>
£« ,0'ИДО.	“Х°ьшого ,«.«	. .......
вится понятным при pacesоте i„я следу ет такж	п
физических характернаги •	™^в0^ю может быть п.	ь
шой избыточным ^ФФ|,а^ ® к Р параметры воспроизводст	о.
р
С” ПрКоЕ‘ХТХ'Х™р»зу№. «едуииими ф«эн-
личинами: м — числом нейтронов, возникающих в акте деление
лом рожденных нейтронов, приходящимся на одни п
а — отношением нейтронных сечении захвата и деления *’
Они связаны .между собой соотношением
то, v
4=—— =ТТ“ •
<з/-гос 1+а
Параметры vna— измеряемые величины, по ЭМ**»- » >
ДЯТ 1].
Для каждого вида делящихся нуклидов величина v прж
вплоть до энергий нейтронов около I МэВ (равна приб т
Рп и 2,5 для - I н -'1SU) и медленно возрастает при
энергии нейтронов. Величина а существенно изменяется в
^пш»)^яумиа.д,яа^„яч,ли,адм,^!>'л.
З104'10’'^130™ эиеРГН11 «ейтронов .между i эВ я(ОкэВ и а
т7ныеП₽Тягбп^ШИХ энерг,|ЯХ: для “’U изменения величины а •
тельные. Такое поведение величин v и a npir Л
тин нейтронов, показанным на рис 1 3 Эти з
минимального критерия воспроязводстм МС,ШОСТИ «««ны
шил
MI-W-
1.3. Физические принципа воспроизводства
17
Рассмотрим простой баланс нейтронов из расчета одного нейтрона, по-
глощенного гслящнмся ядром (что эквивалентно гибели одного делящегося
ядра) Для воспроизводства топлива следующее поколение нейтронов долж
но привести к появлению как минимум одного делящегося ядра взамен пг>
гнбщего.
Число нейтронов, рожденных и результате поглощения первоиачальн т-
нейтрона, есть Проследим судьбу этих q нептропов. Один из них должен
поглотиться в делящемся нуклиде для поддержания цепной реакции. L
ней тронов будут потеряны непроизводительно из-за паразитных поглощений
нлн утечки из реактора В нашей постановке за гачи поглощение нейтрон"»
в любом материале, кроме делящихся и сырьевых нуклидов, считается пара-
зитным.
Оставшееся число нейтронов 1>| — (1 Ч- /.)1 будет поглощено сырьевым
материалом Так как оно равно числу вновь воспроизведенных делящихся
ядер, то получаем следующее условие воспроизводства
1’1 —(I + /)1> I.	(16а)
означающее восполнение гибели одного делящегося ядра Это соотношение
опр1 .егяст минимальное значение вс личины ц. требуемое для воспроизвод-
ства *.
Эго соотношение можно переписать в виде
Ч>2+Л.	(1.66)
Так как член, характеризующий утечку, всегда положителен и стаповит я
минимальным. упрошенный минимальный крнгерин воспроизводства приоб-
ретает вил:
Ч>2.	(17)
В этой упрощенной мидели величина 1ц (I / )| в выражении (1 ба)
есть отношение чш га рожденных драящихся ядер к числу погибших, т с
/Ж И (l+t).	(16)
Следователь^> высокое значение величины ц приводит к высокому коэффи
цненту воспр'Ш цюдства Эго выражение для коэффициента воспрои «водства
полезно для качественного понимания, однако да tec (гл 7) будет видно что
оно не очень пригодно для практических вычислений
Теперь обратимся к ри< 1.3. помня, что для обеспечения воспроизведет
ва наченис и юлжио быть больше 2 В тепловых реакторах большая часть
нейгр нм» i энергией 0,01 I »В поглощ.ктся топливом В реакторе БН. в
котором нсполыуепя оксидное (UOj- IM)t) топливо, около ‘ю % по-
глощений. приводящих к ялериому делению, происходит при энергиях яей-
громов выше 10 кэВ II г рис I 3 видно, что для вех производства топлива в
быстром реакторе п.гилучшпм делящимся материалом является шРи можно
использовать и *”1’. тогда как применение “4J иецслесообра »мо В то же
время единственным делящимся материалом для теплового рецк гора-раз-
множителя является ”*U.
Эти выводы подтверждаются данными табл I 3. в которой сравниваю < >•
-качения ц для трех нуклидов при усреднении по типичным спектрам нейт-
ронов в легководном реакторе (JIBP) и в реакторе 611 Еэли (опустить что
доля нейтронов утечки / в выражении (I Н) одинакова для ген «оаых реакто-
• Симетям. что здесь допущены упрощения лаЦ, БЗД	'у‘ -М*- 1 
идею. В действительности для условия вшярой (Ходегю >	1	• b»F-«-
жст быть несколько меньше единицы за счет x}4*Kia доЛвН1|Я^Ц«^|||^	|

Глава 1. Воспр^^-
10	_________
_ и ПрН '
1Д 3|ХТ 1
теп.тРвЬ1Х 11
Табл и на
Реактор
ПО спектра*
n»pu
2.04
2,4а
— уСрСАНСниИ
быстра HCHipo»^
	»*и	•••и
	2.06 2.10	2.26 211
.IBP
БН
1 то нз рас- 1 3 н твбл 1 3 ' Лелу«.
ппвл1 быстрых peaKTOpoB-Pa3MHO,K'SBOicTBa достигается в бы < реа^
что более высокий «*ц"'"^2пХГв«"рт“,'т£тм.'	™"«
торах. Более того, значения^РиС) либо «е v. л «вес.
выше, если использовать	„ейтронов п nwwai ь
кое. из-за более высоком средней
тн топлива.
в. ВРЕМЯ УДВОЕНИЯ
Очевидный экономический довод В пользу	'	 X
изводства-получение избьпошюго делящегося ча^налах^
ческого использования. Другой, видимо более
нятием времени удвоения. Хотя существует несколько слоям
этого параметра (см. гл. 7.7). простейший и них
кия (RDT). Это время, в течение которого в ревктс
избыточное количество делящихся нуклидов. с(
загрузку идентичного реактора, т е. время удвоения иля
делящегося топлива.
Каков же темп развития энергетики в разных странах
должно начаться серийное освоение быстрых  
Речь идет о требуемой скорости накопления ядериого топлив? '"'уре
ядерной энергетики в общей энергетической снеге*'
ческих быстрых реакторов-размножителей указывается в ।
нах по-разному, в зависимости от многих факторов, в кш Чн	ГИМН
энергетических ресурсов, развития энер^кГмгмсов деш
LT™”"’ "р,ю6рот|	“
в 1ЮМШЙШХ проектах в качетае lK7S*..??r,*MWK1	«“*•
НИЯ указывается интервал 15-20 J/** J**11*0* I хвое*
Реакторное время удвоения тог’Г
В реакторе Л!о> кг. с количеством i^SLi“4a,UHoft	|М
щегося материала .й„ К17п)Д| J «^«Wo прояиедеянок
между загрузками в начале	по времени
RDT== Л
Например, если 3-
ся ежегодно (посколВ1
Да,через 10 лет будет
ИЗОЫТОК. } '
А|,
значением равно ,,
R?.работы реактора кэбы1 н  злнвае»*
наличии	лишь И,, кг) ***
1нутри реак , н М» —
1.3, Физические принципы воспроизводства	1?
Хоти выражение (1.9) выг.чндиг весьма просто. точный расчет Й требу
ет определенныеусилии. Вопросы расчесов такого рода на ЭВМ состав тит
содержание гл. 7. 1см не менее будет поучительным рассмотреть приближе-
ние в определении поскольку из него будет видно, какие парiметры
влншот на эту величину н. сл(,дпв’го|,н но, пл время удвоения
Величннх можно выразить черен избыточный коэффициент воспрои;
видены (i, мощность /’ действующего реактора (в .мегаваттах). К'»«Фишкш
использовании мощности / и величину а:
(' iM'H’ca и щасхоДованных за год делящихся ядер!, или
if G(l | а) IМасел разделившихся за год ядер1.
чшывзя переводные коф|щциенты: 2/М» |п1Н делений (Вт < ). З.Г*
Ю* с год: 2 N 6,02 10:" кт атом, получаем формулу
А!г- Д GP/(|+a).
(1 IUi
с.1 юмтвльно.
R1 )Т —
ОР/(1фа)
(I II)
ВреЧЯ УД8ОСННЙ R <|х<рМу.1С (I И) (отражается В голах. O.HJ ИрОПОрЦЦО
ня И, <о otVtMcu (л‘рн/пн'<г’< м-й) ui.-pti.iKf* И, /' н обратно пропорнионал .и
ИЗБЫТОЧНОМУ К"#фф||ШНЧ1Ту ВОСПрОИ ШОДСГВЛ G Формула (I II) нуждается
В уточнении ДЛЯ учета Времени ПаХОЖДсНИЯ ТОП UlB.i ИНС pr.JKTop.i и СП
потерь в ТОПЛИВНОМ цикле, а также деления II t’l.tpi.eHOM M-Iiepn.rie И It iMCIte
ний. свя । «иных с нигор.1пнем Однако чуне inure и.нгки. времени удвоения
к избыточному К' •’|*|'нниенту воспрон пи|д< гни и j ic.ibHoft «агрулке вполне
отражался «шА формулой Например, увеличение коэффициента Bocnponi
водства от 1.2 до J.-I приводит к уменьшению вдвое времени удвоения
Удельная загрузка для реактора ЬП с оксидным топливом лежит в пределах
от I до 2 кг .МВт (т).
Выражение (I II) применимо также для оценки времени удвоения для
тепловых реакторов размножителей Существенное развитие получили два
проекта таких реакторов реактор на обычной воде с ла па. г иной юной и реак-
тор с топливом в виде рас плавленных солей В основу обоих проектов поло
жен mTh *“U никл. Расчетное злачениг ко эффицнентя мос проц «водства
легководного реактора-размножителя (IliinnuiHrпорт, 11енсн 1ьвамия) не-
значнтельио превышало единицу ^о означает, что время у щоеиня таких
реакторов очень велико У жидкосолевого реактор.гр.> (множителя котффц
инент вгк*пронз0одсгаа выше. ч<-м у легководного, но все равно мал пи  рав-
нению с быстрыми реакторамп-ра «множителями Однако hi । тоги чт
удельная «.прудка теплопых реакторов обычно существсннм ниже ।
удельная загрузка быстрых реакторов-ря «множ и сетей огноин-иие И . G/'
и. следовательно, время удвги-ния жидкосодсвых реакторов ра -.множите ин
может быть сравнимо со временем удвоения быггрых реакторов-ju .мнюжи
телей.
• Часто исполь«>гтся тиКЖ« обратная величина Мв. Эго отношен»* ними.-
ся удельной мощностью.
20	Глаза
I Воспроизвод|:
-------------- ПЛГ1ВА В ОЦЕНКАХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
. роль воспроизводству^
А
,спь кдк исчерпаемый источник энергии
РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛ
,лк.Я7МПаЮт что из заданной и тч<-
Исследования топливного	МОЖно no-тучнть в ва ) раз
стВа урана в быстром Реакт0Ре‘^, ° кторе. Хотя отношение г j
больше энергии, чем в легко водномpmW	тоторое 1(Че_
SMU к количеству - Ь равно 140^ ? отношение ко^ффнцнет
етво *»U превращается в Рш Поетм, сущесгвенно нйЖе 14() К
зованпя урана в БР н в ЛВР oh - необходнмо учесть потери i
в детальном анализе топл,- ного цикла [[^aeTC/w,irpw0J в 6
при переработке, с учетом	-р отношен! •
в эффективности использования топлив	........ чир
сколько снизить путем усовершенствования констру кцн> В
цикла.
Ввиду того, что в легководных реакторах использует
ля урана, стоимость получаемой в них энергии чувст91ГТвЛЬНЯ К ltd
кого урана, обычно отнесенной к 1 кг (или фунту) оксидного топлг
Следовательно, бедные руды (г. е. с малой концентрацией урана) о»
ся экономически невыгодными для использования в IBP Пап,
упомянутого выше фактора 60—80, характеризуют» го npenv	'
по сравнению с ЛВР в использовании топлива, стоимость .л-
изводимой БР, нечувствительна к цене V Д. Следовательно. р.	।
содержанием урана, непригодные для использования в ЛВР.
добываемый из морской воды, могут использоваться а БР.
Большая эффективность использования урана в сотетпни
тельностью к его цене означает, что быстрые реакторы рлэм!
ставляют собой неисчерпаемый источник энергии, по крайней ж
нн.мать под этан обеспеченность энергией в течение многих тысячХ
«и. чём Е“ для	«?«»»•»
гегики мя удовлетворения M^omxZrortlS"^"’*’
таре типа иежжрта ним™-У*' ,u
энергетической проблемы: энепгия Lnp HU|,ПИМь*> «ад
телях, солнечная энергия (с учетом	’ ^ЛКТоРат I
термоядерная энергия и геотермальная эиеоги?^’ МД°8 эвеРГМн
Хотя использование в БР емпкйо
нием урана экономически onnaai мат£риала из руд с маль1 ।
я*=лан“ “-«’•	' 
стоящее'врем^в США?™' “°Жет <жа»Й
..............................................................-•
ность в для ЛВР •Р будет расти до тех пм J^'We ТОГ0, количество
______________________________________________________________	‘	и’00X3 исчезнет потреб-
азделсинк
в влсктрн*
-	«и. „0,.аадся s
n₽t4Uc«	«ЮТО-
1.4. Роль воспроизводства в оценках энергетических ресурсов
Л
Б ЗАПАСЫ УРАНА И СРОНИ ВВОДА БР
Выводы, касающиеся долгосрочных прогнозов, довольно очевидны Бо-
лее сложным оказывается рассмотрение факторов, влияющих на сроки
вы 13 первых коммерческих 1>Р и на стратегию перехода к БР или к симбио-
зу БР — ЛВР (см. § 1.3).
Ниже обсуждается влияние урановых ресурсов на время ввода коммер-
ческих БР Анализ влияния пены U3OM на стоимость •злекгроэнергпи, пр>»-
п июднмой . IBP в завис и мое hi от ввода БР, отнесен в гл. 3 В тайной же гла-
ве приводятся упрощенные соображения в связи с ограничением количества
природною урана, экономически выгод-
ною для использовании в ЛВР. »ги
рассхжтгння нллкхтрнрую! необходн-
мост • промышленного <мпоения БР. Бо-
лее строгая МеощиЛогНЯ экономических
оцен' к бу ier развита на основе апали hi
стоимости ‘♦лекгроэнергип п гл 3.
Ср .кн ввода коммерческих БР зави-
сят нс только от запасов ypafni, по так-
же о чиа роста электрических мощно
Рис I 4. Рост ядерно!) энергетики
ври «воде ЛВР к Ы’
< геи я .Т'.лн в них м сче: ядерной энерге-
тики На ряс. 1 I схематически иллю-
стрируется влияние па upon пюдство
•лсктр'хиоргии ввода БР Номере рас-
ходования экономически доступных за-
пасов урина проц' ходит вытеснение - IBP быстрыми реакторами раз
множителями К копну времени жизни существующих VX rm основе легко-
водиых реакторов прож ходит ммент последних па БР, поэтому спад кри-
вой. относящейся к . IBP происходит где-то после момента
Вторичный подъем этой кривой возможен в следующих условиях В пе
рнол рд с после ввода БР накапливающийся в них делящийся материал бу
ДСТШ'ПОЛЬ оватьсядля пуск а Новых БР в целях увеличения их Доли 11 общем
производстве электроэнергии Однако капитальные мгграты для ЛВР. eoi
можно, всегда будут ннж<. чем для БР Поэтому придолж* пне строительства
.'IBP .ля использования про» нюдспного в БР избып а теляще! ос и материала
может 1 казаться экономия* < ки оправданным и доля Ы’ в общем пронзвод т-
ве электроэнергии будет удерживаться на постоянном урошн Болен- ••г'».
• ж •: жамться, что наиболее экономичным делящимся м.перналом для ш
п льювания a .‘IBP бу er *e9L’, произведенный в ториевых зонах восприн г-
влдства БР
Ограничение не число ЛВР со стороны ресурсов урана
Число ЛВР, которые могут эксплуатироваться в условиях освоения БР.
ависит от количества I £),. требуемою для работы одною ЛВР и течение
его времени жизни. Легководные реакторы могут работать с (эсуздеепменнш
одного из трех топливных циклов:
1) сквозного цикла (без повторного использования переработанного том-
лива);
2) никла с повторным использованием урана, полученного при перерj
боткс (так как содержание mU в выгоревшем топливе выше. ч. м в природ
ном уране);
22 Глава 1. Воспроизводство и роль быстрых ревкторо» рвзммо>ниг0Пе.я
Г а б л ни а 1.4. Примерные
электрической мощностью
потрсбносп! в \ранс для J1BP
1000 МВт
L’iOm т
Ton.irtniiwA ИНК."’
SHOO
40П0
3000
Вез переработки	asf
Переработка с возвратом	т»ри
Переработка с возвратом • I «
и р к меча и » С.
циект неполном ни” J- - •
ком уране принято I).. г
•. гпйнпм так н плутонием, кот 	>
3) цикла с «подпнткоп» как трапом, так
-V . от- ’	«
- прадите провесеа изотопного раиыенпп. Ча. »»жс • «ем	но,
содержание =4. тем непмпе потрсбносп. в прормном Я>«« 1	и
это содержание равным 0.2 %. В опенках требуемого юутчегтг>	< ДЛ
.ПВР исходят из времени жизни АЭС. — 30 лет при к >я<*“
вания мощности 60	(т. е. Шлет работы на помни
же время жизни часто принимают в экономическом -т ’
При всех указанных условиях получаются оценки треЛуси
UaOs, приведенные в табл. 1.4 и отвечающие конструкции ЛВР
гни обогащения на период 70-х годов Эти цифры ногу Г <
счет усовершенствования технологии обогащения
содержания 235L' в отвальном уране) и усовершенствования в
актора с целью добиться большой глубины выгорания топанья н
шого коэффициента конверсии.
Полученные оценки потребностей в у рапе можно год щи	ня
экономически доступных урановых запасов, с тем чтобыпод уч и	е-
пне на максимально возможное число .'IBP Вначале получим ните
нас цифры исходя из урановых ресурсов США, которьтегжегт.	м
ются Департаментом энергетики США Эти ;
табл. l.t>в зависимости от цены, но не батн* IIO
подходе к оценкам эта цифра прикимаекяТ^- п ЛУ м 1 Кг b
мнческую оправданность добычи сранаТтПшГ? ’ 0ПРед₽Лйи«
сланцевого урана и соответстмнЕХД Та*
такой уран непригодным для использования в W'
Выделяют четыое кятрг™.,.. J	в. IBP
СТН их оценок: разведанные запасы ^bMa^fX^**™ 07 cieWHH *ж>'
положительные. Из них твеп™ , ‘ веРоитные * ц
W₽M" " -
— U О.„...им эаад	,	....
----------------...... м ..w ,
g Bp^ АЭС	.
мощности равеи 64 ' свд 1
ЯШИ'НЬ |1 1ЬЯ>
MuUUM |) Такое
оценки на !98О г при г» гны •
м I кг В упроа.!’ином
I MCOfKb
. низкая котшентряиич
ето произведетеа • лл< *
Ucjia | кг ад*.
Долл.
РазведаицЬе
33
33—GQ
66-110
110-220
He более I JO
204
382
204
107
850
		 u с в*а>“ «МП.		
		
377		
536	191	68
454	422	20
1367	449	22'
	I0C2	SOI
1.4 Роль воспроизводства в оценках энергетических ресурсов
23
Таблица I 6 Миропнс запасы урана |3| (бс < с он на Л иг ппесвих
стран) по пенс нс более НО долл, за 1 кг
Сгрен»	Злплсы 1 »О«. 10’ т	
	Хорошо ycrninnvit иные	Дипп 1MN ’ .о,но пц» ииплгмые
( ША	835	I.J67
ЮАР	НО	87
Шмснпя	355	I
Анстралйя	350	58
Клнздц	215	775
1 hircpiifl	189	63
Франция	61	62
\рг< «тина	49	
Им.1 не	35	28
\лжцр	,32	59
И|юин<	129	108
Вс • .о	2660	2599
оорклелчки я нин 1.1ДЖШ’, «тел ч то приводит к различиям н выводах раз-
ных .ш >ров. Гели же принять экономически оправданными ресурсы лишь
первых двух Кигегорнй . го их ока пинается достаточно для пуска чуть более
4<юЛВР электрической мощностью IOOiJ МВт (вотсутсгшк гонлнвпого цикла
с переработкой).
(щенки мировых зан.е он урана (без социалистических стран) по цене ме-
тит НОД’ЛЛ за 1 кг приведены и табл 1 6 Запасы «хорошо установленные»
и «дополнительно <ик*нппл« лые» примерно соответствуют первым двум кате-
i ‘риям опенок в табл I С учетом мировых тли.н оц урана колпче, тво - IBP
можно увеличить на 1000
Теперь покажем, как ш гюн. юпагь содержащиеся в табл. 1.4 данные.
Начнем с иллюстрации на рис. 1.5 часто рассматриваемых грех вариантов
Р наития энергетики; медленного, промежуточного и быстрого. Задавая в
ней долю ядерной энергетики. получаем ту или иную кривую развития по-
ледней Одна из таких кривых приведена ил рис 1 I С учетом данных
табл. I 1 получим атом или ином варианте (авиепмосп.от времени количест-
ва урана, требуемого для обеспечения работы на полный срок их жизни
Ряс. 1 5. Варианты разжиги г
общей энергетики
1 нжшешыЯ т«мп. i сржхияЯ
тем J быстры* vwn
Рис 16. Ожнллгмля потребность и уране (г»»рн-
юнталыше штршомыг линии	из
и-жнп ра ИИ? oilhlMr 1<нцуеы (Л. »44гамн
д.ппиа плюс песьи.» перлитные (//) ике виды
ИП1ЖН0 Я |1СНГИ'»ЖНо ‘ СТ KinftJ* • •! .
(///) и осе мн .м нам устамоммиид. тад и цшд>
ПОЛ »Г »<ГМЫ >44 Ки » 1'4 »|
I - эрмдяашоииыс ЛВР. •• 4<мтшн11^^
йреня, годы
Рис. 1.7. Суммарный расход ура-
на к данномv моменту времени
} - традиционные ЛВР: 2 - У^нер-
шенсткованные
Рис 18 Годовое потребление ур
IBP •	*г>;- *	«ш
'уда^жии- -н-w» «•
npJ тар которые были построены к данному моменту времени
нот n^TiZilv. что возможные усовершенствования, wcaxxi
цёсса изотопного разделения (уменьшение концентрации U в от >ч
уране) и конструкции реактора (увеличение глубины выгорания)
ют на ход этой зависимости, что и показано на рис I Ь
рис. 1.6 иллюстрирует ограничение на максимально во
со стороны запасов урана.
Далее можно определить ожидаемый суммарный рл ХОД ’ >Л
моменту времени (рис. 1.7) и, наконец, ежегодный расход М > I
щих в данный момент .'IBP (рис. 1.8). На рис. 1.8 схематя
верхний предел ежегодного производства урана Этот показатель .
гнозировать, но он очень важен, потому что именно он. а нс pt-
может наложить ограничение на число ДВР (а системе энерги
Все кривые, изображенные на рис. 1.5—1 8. можно р
личин данных табл. 1.4, исходя из полученных ниже ураод нЬ
Введем следующие обозначения:
т — время жизни АХ на основе ДВР, годы.
U “ КОЛИЧЕСТВО I ..СУ. плтпоЛt
1 ГВт за время жизни’, Мт ГВт? .........
- количество U Д, потребляемое одной .АХ мектрн’» )
1 ГВт за время жизни, Мт ГВт:
U - количество U Д, потребляемое всеми АХ за время ж«лям Мт
ежегодная потребность вГО • <
стью 1 ГВт, Мт ГВт-год; ' * Д 0ДНОИ Л'*' '^Тр'
ежегодная потребность в U Д для	»
электрическая мощность ГВт-
,"™ РаОотающ,,; „отработавши,
коэффициент линейного роста-о»iPk-m
-	»с„о„™„„а.,ь„„го"^“	ГВт .
Р ьле-ктричеекс»..
-время или момент времени, год:
г —
R —
год.
общее производство (ядерное
Л - ядерное производство ₽ НеядеРНое)
° ~ начальное значение.
1 4. Роль воспроизводства • оценках энергетических ресурсов
25
Развитие энергетики можно описать какой-либо простой моделью, напри-
мер, предполагая линейный либо экспоненциальный рост, с соответствующи-
ми константами. В первом случае имеем уравнение
— -Л7.	(I 12;
а/
откуда следу in
Ст(0 Сгп + ЛгО—/«)»	(1-0)
где С,-о общая электрическая мощность в начальный момент времени tn
Вклад в общую электрическую мощность атомных электростанции подчиня-
ется аналогичному уравнению
Cjv(O	/(?)•	(I.IИ
В период срока службы первых А-К их число (при г типичной электри-
ческой мощности ! ГВТ) V (?) равно С,\ (/) Для простоты анализа положим
< \	V., О при t f, Тогда в интервале времени от до т
JV(O Л>(/ Q.	(И5;
В промежутке между /„ г н Л, 4 2т потребуется замена Ал* . непер-
п вших свой ре< з рс П< .тому получаем уравнение
— -2Кх(«/ („<2т),	(1.16)
at
р< темне которого есть
Д' (?) Л\ т 2Л\ [/ — {(о4 т)|,	(МТ)
когда учтены как рабо-иношне. так и отработавшие станнин.
В модели экспоненциального росы энергетики
—»Г‘	'/.fCr,	(1.1 Я)
di
откуда
Ст (О Сгоехрр-г(( /0)|.	(• '-О
Для вклада атомных электростанций аналогично имеем:
Cjv (/; СЛ„ ехр (/..% (/—/„)!	(1.20;
Требуемое ня .момент времени I количество U/), выражается простой форму-
лой
U (Г) -	(I).	(121)
где качение и следует выбрать по табл 1 4
Годовая потребность в 1 ,О( для . IBP единичной электрическ »й мощно-
стью 1 ГВт есть
rut.	(1 22)
а годовая потребность для всех ДВР на момент времени I есть
R	(124)
Суммарное количество использованного урана (I -/)») онределитя ни
те гралом
I
W (1)	(124)
»ын множителей
в >да1,инейного роста «Р«Р«“
ЦУ(0=Г	г“
Вдадаи^зя^и-
См) получаем
Г (0 = г [Сдо ехр 1>л V - QIЛ - ~ «*Р Р'
Ввод БР
Ввод БР позволит уменьшить количество ДВР. ПОП
и ограничить годовое потребление храма В этом слумс «pi
иые на рис. 1.6 и 1.8, качественно изменятся (рис I 9 И I I
1.5. ПРОГРАММЫ ИССЛЕДОВАНИЯ БР
Ниже кратко обсуждаются программы нсследо
размножителей в разных странах, в которых реакторы та
или имеются планы их строительства Вникшие у
выдвинутым исследователями при создании быстро ряда
технологии.
A. США
В середине 40-х годов в Лос-Аламосской нлгчнпА л г ш |L
была поставлена задача соорудить	**
топливом, демонстрирующий возмошш^ 8 Р*Ж1
тор под названием*!
из металлического плутония и ох^?** активной зоны 25 Л
лась в середине 1946 ’г., критач2^^?^Я ?тУтью Оборка Р* ’ ’₽*<
Сооружение всей	уже в мо*?^
ществлен в марте 1949 г Реактпп n^Wb П03Же И »
вания на нем был» прекращу иЖ?** W *хшюсти 25 к Вт (П I
В Аргоннскон нанижи а г
работы по созданию ЖпернХ^ЭТ0₽вН (ANL>	?
Р^нтадьното реакторд.рашн ля К
I 5 Программы исследования БР
27
в местечке Ли ьчхо Фолз. Главной целью этого проекта была проверка кон
цегшип .V-XJ с реактором на быстрых нейтронах и качестве энергетического
блока. К конструированию приступили в I?>“>! г., а критичность была достиг-
нута в августе 1951 г. декабре 1951 г. впервые за счет ячерной энергии был
полечен электрический ток при мощности реактора 20') кВт (эл ).
В 1955 г. проводились испытания реактора в экстремальных температур-
ных услоннях (эксперимент MARK-II). при которых допускалось частичное
расплавление активной зоны. Из-за ошибки оператора произошло более
сильное расплавление но сравнению с ожидавшимся. Эксперимент породил
опрг и- юпные сомнения относительно стабильности повеления реактора Од
паки последующие испытяпня с новой активной юной показали, что пробле-
ма стабильности реактора с металлическим топливом может быть решена
нут-м усовершенствования механической конструкции
В ]95| г к участию в работах по конструированию энергетических реак-
торов для мирных целей федеральным правительством США были ггрняле «л
пи октине фирмы . (не промышленные группы из четырех огдллп предпоч-
тешь ра титию быстрых энергетических реакторов 11о предложению одной
и ' них было«1  здако обЫ' тине пне рн ш гос\ дарственных и частных пре шрня-
I- Й. в лачу которою входило конструирование и сооружение быстрою
‘|'П 41'иТг'Н' реактора размножителя (1 I 1 BR Чнрико Ферми»),
н.ива1ок>|<> в честь выдающегося итальянскою физика -)|<>г реактор имел
</<ьг.м активной юны UN) л. мгружался урановым металлическим топливом н
был рж читан оа тепловую мощность 2(И) МВт или на электрическую
66 МВт Критический пуск состоялся в аш\ч ie 1963 г Аварийная лакуиор-
к.1 в системе теплоносителя реактора в 1967 г вы «вала рас плавление ие*
скольких ОШ тоныделяюшпх сборок I lotvrr ремонта он снова был выведен в
1''72 г на номинальную мощность п вскоре в том же году остановлен для
ММ6НТ4ЖЯ
Примерно в гот же иерннд был сооружен комплекс I BR-2. состоящий из
VK? < бы1 ;рым реактором н установок регенерации отработавшего топлива
и к дгтоаления тепловыделяющих сборок Решение о строительстве бы.ю
принято в 1951 г , критичность реактора была мк тиснута осенью 1961 г .
вывод на мощность осущс» тнлен в ноябре 1963 г I BR 2 был первым реакт»>-
ром с баК"В<*А комшлювкой Это означает, что у элы натриеаого охлаждения
располагались в общем натриевом бассейне внутри рсакторшн о бака Ре-
ктор служил в качестве стенда тля иены ганий топлива и материи тин, одно-
временно являясь источником мяаргни. Натриевая система и пнрогеиера-
оры с даухстеночными трубками работали хороню.
II .тс„>1вания плутония, в частности в целях онрелслсиия возможности
использовать на его основе топливо в виде расплавленного металла, прово
днлн- ь в  средние 50-х годов в. 1<к • Аламосе t эксперимент 1 \MPRE). Крити-
ческий пуск о стоя лея в 1&6I г., проектная мощность была пгмучепа нерабо-
чей активной зоне в апреле 1962 г Основная проблема в них исследования»
агрессявность жидко.мсталлическогт» плутония.
С пус ком стенда ZPR в AXL начались широкие исследования физики
реактора в на критических сборках нулевой мощности. (Хиовныерецльта-
ты были получены в период 50—69-х годов. Вслед за стендом /PR был по-
строен стенд ZPPR билыи IX ра«меров
В 60-е годы центр тяжести реакторных исследований стал смсщатъсч от
проблемы обращения с топливом к проблеме опгнми ыцин ihoHoMHaeCKH* ха-
рактеристик быстрых реакторов. В связи с этим как в< LU \ так и в 1л * й
I вр о ле основное внимание стали сосредоточивать на уран атук-нш-иоя эм-
ендиом топливе. Эксперименты в начале 60-х годов гимсазалп. что емемдава
26
я0 и роль быстра» Ь
t воспрои^80 р
Глава

-.«рання (эиерговыра<>тк\) до Ха.
,11ВЯТЬ глубину выгог высоких. тля мегах
топливо может Д* мВт сут кг	более низкая, однако и
рдаерих знжжпп ,(ч!4гчсння спектра ntfttw.
Лнческоготоплива.. - нт DOCnpoH3Bo>Tea	с окси; •" рвниаык
лее низкий ^^мелся ^ьЦ)0” пД^гнная на совете! м быстра
нов в реакторе). Зато ,1ИформаиПЯ.	™
топливом В • Р^.цдным плутониедан 1Н0ГО топлива	т яость,
Р Еще о;
СтХ«ТЬ ра^“	К^гЕ' «Т
ння процесса деления при603	. реактивностью Отрногп
„ости - мгновенной отрицателе ойр и8ОМво3|тка	и .м о
Soctb в быстром реакторе	аксиального кМ*К	Ф*
за теплового расширения и завис'	й nw
ния. Были опасения.	^^тнчесКР!	-г
приятную сторону в процессе Ш1^яиямег	, ф
время расчеты показали, что &	' - доплеровско
фнпиент реактивности будет опр Д .	кик
практически отсутствует в мсталлнч^пниойжте
плерошого.механизм следовало
послужило создание специального экспернж .
оксидным топливом SEFOR. в разработке Н Ж >  1 •
мали участие фирма кДженерэл электрик» и слеш Ж >
электрических предприятий (Юго*Восточное
а также ядерная лаборатория в Карлсруэ (ФР1. г
сотрудничество возглавили К. Кохен. В Во - ?т и Id
пых продемонстрировать эффективность домерокх
ком U0., — РиО$ топливе для быстрого реактор! ywiRr.»
хом. Экспериментальные результаты по пер<хс ж л пр-
зоне, включая мгновенные надкритические состояла п ин •
вовали расчетам.
Следующий важный шаг в американской nj avw<
ваний был связан с проектом высокопоточвого ревжторд
которого была осуществлена фирмой < Вестингауз эжхтг
дарственного заказа. В конце 60-х годовашфикавежм стит
»нк мпронзБоива «циотои,,,
сматривается как белее	”* '	**
НО для хорошо инструмеХоваЛы^« FFTP П	**
материалов в условиях, типичны РаДИаамойны» «<"*•	'*м>
чеадх реакторов. Критичность:?fvT>
Несмотря на исключительно вХнВ нач1 '
и международных программ Hcc^nLu^” ЬТТ1 	*
материалов, он не
яснения 1 Р ратоРы (система hJS*** НС(1ыганвй ыи с.нте*»
ния БР.	опросов. LStZ***' Р«*> как н ли
иымц фпрД‘ам|?былНИЯ П0ШыхВ в^^	лрож-оиеяяого «л"0’
быстрУэнХДТ	средств^гельст«« «	-п—
стыо 350 МВТ ~ КС?ИМ Ееакт°Р°м-разм!<п2??Пельовв ПРОТ’ ®
» в 1978 г т-с?ХЧ РИ*Р ’«ВИрГЖ? ^ичес. , ж
никшимн в Соед1шенных П1Р0ВаЛся На
образности скорого Jai„mTaTax в ne^s О««о В свя» с В®’
рого Развития быстрых Si**"** сикостельн -
тор0®, включая воприс о tRBR?•
4 I llh

1.5 Программы исследования БР
2?
начало его строительства и необходимые лицеи шониые проработки были
отложены на неопределенный срок. Несмотря па это. работы по изготовле-
нию оборудования и проектные исследования продолжались. В конструкции
CRBRP должна найти отражение развитая в США современная техноло-
гия жндкометаллнческпх быстрых реакторов размножителей Указанная
на рис. 1.1 нв табл. 1.2 дата пуска является предположительной, учи-
тывающей ограниченный объем выполняемых по этому проекту работ.
Восиолъ юйвгнпись задержкой в реали зации проекта, конструкторы пр •
велп работу по усовершенствованию реактора, и частности, по переходу к
гетерогенной активной зоне*. Первоначальная конструкция предусмат-
ривала традиционный вариант ( RBRP с гомогенной активной зоной, поэто-
му некоторые примеры последней рассматриваются в книге Во избежание
путаницы используется т’рмппологпя: «первоначальный проект CRBRP
с гомон-нний активной зоной» и «проект CRBRP с гетерогенной активной эо-
и Й». I - ли параметры реактора не зависят от варианта, говорится просто
«CRBRP Преложите X содержит сведения о гетерогенном варианте, я в
гриложенвн Б приведена п1к)и рмапия об основных ратлнчиях вариантов
Проектам га «охлаждаемых бы гры\ реакторов (G< I R) в США уделял ь
ел шнчениое пппмапис Фирмой «Дженграл атомик были проведены рабо-
ты п проектированию этого типа реактора с параметрами, отвечающими как
гр' г.. t.ik и icMoiK тргщиошюму реактору. Однако до сих пор ни  шн
и । них in был постр<ч-н
В ' 1IJA проводи тн' > hi следовании нескольких типов тенлгмы.г реих/И' -
р'чьрермн жнп te лей. однако в 7<>-х годах реальную поддержку получил
• ишь ' ihii проект легководный реактор с .тнап.ной .union (в Шиппипг-
пори ) тИ" 11 io .rm' noft релктор рл 1множител|. с К" «IxI'i'JUiciitom воспропъ
вод< гы. '.чснв близким к дпннпе. В 50 х юлах и Ок Ридже кой пацизналь-
и й лаборатории (ORM ) был nonpi.ui другой тепловой реактор рйзмжжи-
тель i о .и генной активной юной. В ш й ураиилсулы|>.тг был растворен в
Тяжелой воде в окруж<кии разжиженного тории. Проблема «той кпнгтрук
пип обеспечение г ерметнчжн ти стенок, удерж и в , юти х жидкий раствор
Позднее в ORNI. был построен другой тепловой реактор размножитель на
основе расплавленных солей. Раствор содержал ||порнды урана, торн” и
других элементов, таких как цирконий, натрий, бериллий. Замедлителем
служил графит.
Б. СОВЕТСКИЙ союз
Работы по быстрым реакторам В СО.Р начались и первой половине УЬх
годов: были построены реакторы Г5Р-1 я БР-2 Первый из них представлял
собой критическую сборку нулевой мощности с активной -юной из метал <и-
чее кого плутония с объемом 1.7 л. После реконструкции в 1956 г. реактор
мог работать на тепловой мощности Н.Х) кВт и был персимеиоваи в БР-2. В ка-
честве теплонос ителя использовалась ртуть.
Вскоре реактор БР-2 был заменен реактором ЬР-5 тепловой мощностью
5 .МВт, пущенным в 1958 г. Его цель — приобретение опыта работы mhoi->-
петлевой конструкции реактора с жидким натрием в качестве теплимое мт.-
ля. Это был первый в мире реактор, использующий оксидное плутониевое
топливо. Несмотря на несколько случаев разгерметм шиии тепловыделяю-
щих элементов, реактор успешно проработал до ноября ГдН г , когда он бы.<
остановлен для перехода на урановое карбидное топливо В 1972 г. бы>и
* Концепция гетерогенной зоны в сравнения с гомотсивоА обсу &и »
30
оевк’ОР0» Рл”'мс*н'е~<*н
„ роль быстр111’
тпоа установлена новая активная
Н1 очередная реконструкции" &а’д0 [н Мьт >ммЧ....иивдИ|,ая
проведена очеред.	мощность Д<^-
зона из РиО« »	,Именование ЬР-10-	В0Р-№ । теп 1-вой мощ.
установка прпобр а и^тЫ	конце i960 г РеаХ
в 1 мйт1 * энергетический пуск спытання матер»ал  .тому ।
ностью 60 МВт). Эне^т! fc дЛЯ и^ан^^мрНН. В ।’
ЖЖ-!CTS ЖХ • 1973  n‘“«"»:
vyw,,,a
эХромерт" "Р" 1ЯЙии>5 Большов фи <ГИЦ
в 1970г. в СоветскомСою^	аналогичные пн	тенду.
(БФС-2). nPeB0CX0S“ 7иГ|гссле»>ванкя на критячкхнх и ну.*.
Его назначение - фпзнчцкис	^ в
вон мощности. На HWI Хтешюшне ктектрнчкюты•	•	* »
больших размеров, соответствующие * к
’ 60CCO>T6W первйстрансщ. построй «ней быстр*» мергет	м auiqi
13 мЕ7«“ЖТио.	.'£
ла достигнута в ноябре 1972 г., энергетический пуск <
1973 г. В период между 1973 и 1975 гг пришлось шаер
из шести парогенераторов, и с 1976 г. реактор начал рж
мощности 650 МВт. Установка БН-350 является двумцелг
чена для производства электроэнергии (электриявс1им 1 г
и опреснения морской воды (120 000 м1 опресненной воды	В *
струкцни применена так называемая петлевая кшто В i
кого натрия осуществляется через шесть отдельных петгль
доносителя.
Работы по конструированию другой установки ЬН
мощностью 600 МВт начались еще до гктк» БН . < ♦ В от	» •* »ио^
ки реактора БН-350 в ней применена баковая ком । цг .<	»'?•
По своим размерам установка БН-600 запишет пмжж
ЗЗоГбн т'	«С Но по тану wn.	. ЙГ
№««гоТ ТГ1” ст”тпй- ’ *
'Т7й';тап"ок'=	’ ₽ к‘
«1» С оклад!\оТ*’ •**’'	'"И’
тельства такого реактора соо^Й“	Ч"*-
Г, ;
в. ФРАНЦИЯ
^Фрзнц^зская прогоаммя
вТдбТг‘1атр’|евы'!^емам ПтЙТл** Ревкт*5Р°« «г , 1
повн ^±^еил»«й Р«кпЛр^^“*1*«'*Ф ‘ tty щен лип»
. в	НОсТъ®ыл^)вел 24 МВт-
•^s’aSs^.ssas xs~-“ »—•»• у*
реа<торое. “х * Пммвм: м ; «ирует
15, Программы исследования БР
31
Реактор продемонстрировал надежную работу па смешанном оксидном топ-
ливе. Была получена обширная 1пн|юрмация по свойствам топлива, необхо-
димая для проектирования французских демонстрационных реакторов боль-
ших размеров. В 1970 г. па стенде была собрана активная зона «Фортисси-
мо», рассчитанная на тепловую мощность 40 МВт,
Следующим реактором был Феникс» (по имени мифической птицы, обла-
дающей способностью возрождаться из собственного пепла). Это был приз*
тотнп \*KJ электрической мощностью 250 МВт, расположенной на р Рона
близ Маркулн. Критический пуск был осуществлен в августе 1973 г., вывод
на номинальную мощность -- в марте 1974 г. Реактор работал успешно до
лета 1976 г, когда неполадки в промежуточном теплообменнике привели к
остановке реактора В 1977 г реактор был пущен вновь. При пом состав
активной зоны был изменен: первоначально опа состояла наполовину ил
смешанного» наполовину из уранового оксидного топлива, с 1977 г. вся зона
был । 'полнена смешанным оксидным топливом.
С учетом уст-шного опыта работы релкюров «Рапсодия» и Фг
пик. и 1977 г. было начато сооружение демоне грационного реактора
‘Gy. р Феникс» ллгкгрнческий мощностью АЭС. 1200 МВт (Крей-Маль
в . ня р. Рона). Финансирование ctpim гс.тьстпа осуществляпся пятью
странами Франция	Италия (33%), ФРГ (11%), Бельгия н
Ншьр. аилы (2.з ). Руководство взяла па себя французская фирма
• HoB.i н-м». эксплуатация будет обеспечена французским нацноналк-
ым объединением «Элсмриситн Франс»
В рамках ион ж< программы объявлен п. .ш сооружения ио Фран
пни и ' ' Р днш КО х годов двух коммерческих станций с реакторами
 о ин-. • • ктрич.. н«>й мощностью 1>00 MBi Программа сооруже-
ния p' . Ki рог Б|| на европейском коигншше подкреплена также под
вис.'иными и 1977 г. он лайкпнями о сотрудничестве Франции и во»
главля* moi ФР1 консорциума с участием Гилынн и Нидерландов
Г ВЕЛИКОБРИТАНИЯ
Работы но быстрым реакторам в Великобритании начались в н.»
чале 50-х годов с реакторно-физических исс.ц fouaiiin'i на критических
'б<.рках нулевой мощности «Зефир» и <3евс» и Харуэлле. Позднее был
построен стенд «Зебра» для критических сборок с большим объемом
В 1975 г началось сооружение быстрою стендового реактора «Дау при»
с урановым металлическим топливом Критический пуск его осущ.  и«
лен в конце 1959 г. После реконструкции тепловыделяющих «.тем» итов
реактор был выведен в июле 1963 г. на номинальную мощность. В по
следующее время, вплоть до окончательной остановки в 1977 г. на нем
были проведены многочисленные испытания топлива и материи ;•»» в
соответствии с английской реакторной программой Именно в »тн\ не
следованиях было открыто в 1967 г. неприятное t ш peasгорщнков
явление распухания стали под облучением, имевшее важные ноелгдет
вня для проектирования активной юны. Отличительная особенность
конструкции реактора «Даунри» - система охлаждения с прокачкой
жндкометалличе» кого теплоносителя (NaK) через активную зону стер
ху вниз.
В 1967 г. и северной части Шотландии ш далеко от «Даунри» при
лось сооружение быстрою знернтического реактора прототипа PtR.
впервые с самого начала нсполыоваишею смешанное I'Qr—РнО* топ-
ливо во всем объеме активной зоны Конструкция реактора бакомго
32
, пмкторо»-размм<”*иТвпей
„ рол, бмс’Р>'« рев Р_Л------------------------
Глава 1. Воспроизведу
мощность
стелен в марте 19/0. 11 ^'Номинальную ”^"’0ММСр«1Сскогл демонсь
Тор был выведен ^97ц бь(л ра3р3ботан "Р ктр|,ческоА мощностью
осуществить в период
бакового типа со
МВт Критический пуск бы i (х-уще.
.теетр«чеекгп v з '™» «’«' » "»P<™W рсак-
1 „ 1074 г. После )1Ч,а мощность
отмен в 1970 г. <•	проект коммерческого темоггсг.
В Велпкобритавнн б1"ХТ(СПГ«» к.ектрнческой мощностью
рационного быстрого ре п ед(10лагается ' .
320 МВт. Стронге|ьст р т0 (улет реактор
80-т годов. Как н его прототип,
смешанным оксидным ТОЛ.ШЮМ.
д. Фрг
в начале 60. голов
сосредоточивали свое bhi	топлива я рать Допл» кта •
GKHX физиков,-свойства оаиното топл. а г* * ,
нем. Именно эта общность интересов приве «
ра в Карлсруэ в совместной германо-американо	R
о котором говорилось выше.
В последующий период программа исследования бы	аКГО.
ров в ФРГ осуществлялась в основном в м> терпин»!
торой были .международный консорту м (вкл<иы *•>
дерландов в пропорции 70:15:15) и INTIRM
был построен стенд SNEAK для исследований на бы гр
сборках нулевой мощности. Исследования проводили» ь	мо-
вом реакторе с натриевым охлаждением К' ' ‘
реактор был переоборудован в быстрым •нерггтс
KNK-2 тепловой мощностью 58 МВт и зап>щси в 19’7 г
состояла из центральной вставки, содержащей исследуем»
щих проектов смешанное оксидное топливо, и <Жр>жа;	и |
зоны (драйвера) из оксидного урана На этом эеав	сь
исследования не только топлива, но и жидкого натрия <
Т С.7 Я,
80-х годах.	’ 4X0 РеактоР будет введен	ино а
онныйРреактор ^тектрнчТкой мощност* ЯЫяется SNR-2 . . фи»
также французским партнером (^ктадмМ°Ч» 1300 ЧЙТ ФН ”е,а
Нпонного реактора «Cvnep-Фенико \^°М В С00Р>*'	т₽*
В 1977 г. было заключено ж’ “ WK’PH-«TOA ищцкх	мбг
разв,"-'"о и HciaXHZ°^J,HW"’ > согктагжиж
Р Размножителей с натриевым ovtShh^M*₽’*CK,,x быстрых рем
НК (60с ГОДЫ' Полдне*
р**кгор
Япо	£ Япония
• «₽•« —• »
Р- W развитие БрР °м2 Топ*1иву iP\Kj р?”* KoPnoPi жср***
ЬР-<Фудзн>.	компании. фннМ-
W>’ ^Ьпцубиси». .Тошибе».
1.5. Программы исследования БР
33
Первый японский проект энергетического реактора .ЮУО тепловой мощ-
ностью 1тЮ М11т предка тачался в основном для исследования перспектив-
ных видов топлива и материалов Работы по сооружению реактора были на-
чаты в 19(37 г., критический пуск состоялся в 1977 г. Первоначально реак-
тор работал на тепловой мощности 75 МВт, позже активная зона била заме-
нена и мощность увеличена до |(Ю МВт.
Имеется проект японского прототппного реактора ЧОХ.Ш электриче-
ской мощностью 390 МВт. Конструкция реактора петлевого гпп.т, топли-
во — I О. — РпОа. Планировалось начать строительство в первой полови-
не 80-х годов п ввести в строп то 1990 г
Японская реакторная программа предусматривает разработку и сооруже-
ние также фугнх крупных быстрых реакторов. Ведутся работы по проекти-
рованию \ •> с быстрым реактором электрической мощностью 1000 1500
МВт, строитель» тво которого должно последовать после песка МОХ.И’
На hi е годы «планированы также четыре коммерческие ст.тппни на основе
первой серин БР.
Ж ИТАЛИЯ. БЕЛЬГИЯ, НИДЕРЛАНДЫ ИНДИЯ
Кроме «нести стран, реализующих программу развития перспективных
р жь'р 'В Ы|. работы в этом направлении проводятся также в 11галим. Бель-
г . Нидерландах и Индии
В Италии с 1973 г ведется работа по сооружению быстрого нс
• ювлт» Д|»к реактор.। I 1 (. тепловой мощностью 118 МВт. Имеется под
нш  в Г'71 г франко-итальянское соглашение о сотрудничестве, в
р ik.ix которого oil । тип проводятся несло (овапия по безопасности БР и
। фаботкс сйборудонаипя. Италия мвлнггся также уч.и тонком французского
। Р' та «Сутр Феникс» то вкладом 33 %)
Бельгия н Нидерланды » мру дилч.нот ФРГ в [. работке »грин проек-
тов pi । кторов Ы1 (< пропорцией в фннаисиронапми 15.15:70), тем самым
являя ь уча ;никами проектов SXR-300 и S.XR-2. Кроме гою. в рам-
кат гр н< бельгийско-нидерландского консорциума Бельгия и Нидерлян
ЛН финансируют также проект «Супер-Феникс* (г долевым участием по
2.5 %) и имемл лицензионные соглашения с Францией но ра тигню и не-
пол», юнанию коммерческих реакторов БН.
Индия проявила аинтсресоваинисть в развитии реакторов 1*11, начав
в I -73 : работы по сооружению быстрого ис< лсдошт лы кото реактора-ра »•
множителя Он б' дет снабжен парогенератором и давать электрическую мощ-
ность на уровне 1' МВт 5 ни» алыюсть этого проекта заключает» я в нсполь-
• ванн» окенда тория в зоне воспроизводства с целью придем»>нстрмроввть
возможность использования тория, которым Индия располагает в больших
количествах.
вопросы для повгорения
11 Какова роль спектра быстрых нейтронов в реакторе р.нчн» жителе.*
12 Даттте определение коэффициента воспроизводства и избыточного
коэффициента воспрои нюдства.
I 3 Дайте определение времени удвоения.
I I Перечислите о» новныс реакторные параметры, влияющие на время уд-
воения.
1 > В каких странах активно осуществляется программа р.ивптня быстры^
реакторов-ра тмножи телей ?
2 .<•«. »зи
НИ Г
nit Г
,пПЬ бысП>ь,х
и РоЛЬ
ВоспроиэвОДСТе^
34	Глава 1

гл пазвнтня быстрых и тепловых
ппсти промышле1,но Г
] 6. Сопоставьте скорост	увеличению к 1 мциен.
реакторов.	»ри в БР при»
1.7.	Почему 1К'поЛЬ п0 сравнению с
та воспроизводства по
ЗАДАЛИ
пеяктора БН р«»	'Шт.
электрическая моши Р	кпф.
1 •1 • аПЙХ'2200 МВт. критическая^загр * g	1 Жгпь
лйй? воспроизводства - М- *» |)оВОГО 11МИогнчн .пра?
производство топлива ДЛЯ 3а!Щ,1П1!СНта ИСЛОЛЬЭО!	ТН.
(Задайте разумное значенье ко*ГФ « wa4eHK( и	ikn
ВеХжу 5 для и9Ри возьмите нзтаЬг I.
2 0 1	пчопм • КТО1Г
u ждаЖ; да*
wpre’ ш
35-летннй период (197О-2ОН rrj.
а)	для перечисленных условий построите rpaq	1
^родовая потребность в СД на период 1975 -
о) требуемое для загрузки АЭС колпчссп
3)	количество ИД, использованное при работе АЛ
Дополнительные условия:
задан коэффициент линейного роста яМрНой *нс,-П >•>'
/(. = ю ГВт (эл.) год на период 1975—20(0 гГ.
Кк = 20 ГВт (эл.) год на период 2000—2й 10 гг.
Топливный цикл — без переработки
Ввод БР до 2010 г. отсутствует.
Каждая АЭС по истечении времени жизни т —
вон.
б)	Предположим, что урановые запасы по йене	 з*
за 1 *г табл* 1-5) экономически не пригодны ;
в .1ВР. Рассмотрите взаимосвязь между уриисжи
оруженнем новых ЛВР после 2010 г. в условиях мдачя
в)	Предположим следующие параметры -
роста энергетики США:
1980 1990 гг.: 3,0 % (т. е ) » 0 031) 1 m
1990-2000 гг.- 2 5 %•
2000-2010 гг.: 2,0
в	-.г	1«° г-
За„мнта та4цу.Х^£

Неядерные иощЯостя рп ,
Мощности vrojbHUTaL07 'ад )
Мощности АЭС сЗЖ;1^ гв’ (м »
Доля ядериих Иои1Х^аВт (м I
2.2. Основные цели проектирования
35
г)	Предположим, что ввод БР начнется в 2000 г при следующих
соотношениях в ежегодных приростах:
2000—2005 гг.: БР. 1 год 15 ЛВР, 1/год:
2005—2010 гг.: 10 БР. 1/год 10. IBP, 1/год; по истечении срока жизни
каждая АЭС заменяется попон.
После 2010 г. вводятся БР и новые ЛВР за счет воспроизводства.
ЧополИнтел ьное условие: рецикл и ческос использование ти В ЛВР
(начиная с 1975 г.). В этих условиях построить кривую 2 из и. I 2
в варианте «а» на период до 2020 г.
д)	Изменить условия предыдущей задачи так, чтобы они лучше
соответствовали современным данным, и повторить решение.
I •) Предположим, что данные* табл. 1.6 отражают реальную картину
мировых щпасов урана, а данные табл. 1.4 характеризуют потребность
в уране для .'IBP и до ввода БР осуществляется топливный цикл ЛВР
с возвратом **li после переработки топлива. Пользуясь оценками эко-
номически доступных запаши урана, вычислить мировой энергетичес-
кий потенциал ЛВР.
б) В Г.<80 г. ьчекгричегкая мощность АЭС во всем мире составляла
яр че рно 125 1 В г. Оцениваемая к середине 80-х годов дополнительная
электрическая мощно п. сооружаемых АЭС составляет около 200 ГВт.
заявлены иотребшьли еще )ы 75 1 Вт (примерно 40"» этих мощностей
принадлежит ятерной энергетике США). Прокомментируйте .тн циф-
ры наряду с пр* (идущими тайными варианта задачи -а с точки фения
сроков ввода БР.
Глава 2
ПРИНЦИПЫ КОНСТРУИРОВАНИЯ
2.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Прежде чем об* уждать вопросы физики, технологии н безопасности быст-
рых реакторов, целесообразно дать, следуя К. Виршу III, общие представ-
ления об их кон грукции н условиях проектирования. Лучше всего »то де-
лать в сравнении с тепловыми реакторами, с которыми читатель, вероятно,
более знаком.
После краткого рассмотрения основных целей проектирования БР перей-
дем к общему описанию механических и те.плофи зических характеристик
П г кальку жидкий натрий выбран как основной вид теплоносителя в реак-
торах БН. в изложении даны соответствующие иллюстрации. Наконец, об-
суждаются соображения, влияющие на выбор топливных и 1а>ш*трукцяоя
ных материалов н на основные параметры активной зоны
2.2.	ОСНОВНЫЕ ЦЕЛИ ПРОЕКТИРОВАНИЯ
В табл 2.1 перечислены основные цели, преследуемые при проектиро-
вании реактора, и вытекающие отсюда требования к характеристикам кон-
струкции реактора.
Безопасность работы является необходимым качеством любой реактор-
ной системы В конструкторских терминах это означает беютма ш >сть всех
ее компонентой и гарантию того, что значения всех параметров не выйдут »
2*
Таблиц
Низкая стоимость
воспроизвол-
Безопасность работы
Высокий коэффиш®’1
Малое время удвоения
] обч'«с _______________
-г Г|ринЦмП*’1 к
Глава 2-
36
Цель |1роскткР°’1"',1Я



1)лК*НЙт^МЬНЫ’< tllpbv
кавг-и-
ВтиЫ	’
Sxs'"'
^ННИИН „ЛТ..НХ гоанин в погснинвлмю <41 <BMpri.
s™ *	р»^м'|ю	* *	““~
- ss zu- «w-sx;	;
го времени у,ДО™. пр»
торов-размпожителеи не позже, чем	vnr
вых ресурсов для .IBP и 3,,3’|«Л‘^>Н^?1Х12Х'	££
табл 1.3 и ряс. 1.3. паМЫыяяи коИфшит «стропа».
в реакторе на быстрых кйтряяах. хотя пряиим*
лучить и в реакторе ла тепловых нейтронах с
’ Малое время удвоения БР необходимо, чтобы обе
ребность в энергии уже в первой половине « квдего
ных источников со значительной долей в of аем
Причем недостаточно увеличивать количество БР п т 
возрастает потребление электрической энергии Дд* г
в общем энергетическом производстве время удвоении .’ ’
ше, чем время удвоения потребляемой Электре встрп. Н«
кого коэффициента воспроизводства н пизх| уделы*
чеиия малого времени удвоения БР следует их уршмсния 11 11
Очень важным условием любого способа пронзведп	' •' •
В ЭТ°М °™ошеии11 экономичеаспй а	• »
ного цикла является ключевым моментом проблемы быстоы
но, что.глубокое выгорание - одна из глаЗам^йТтЕ	? де с*
трального использования высокообогашеяж^™?
времени выдержки топлива	'
кого анализа заключается в	Сме*
ЛВР в целях получения нанято ,задии АВУХ'	5 БР *
“Ря	"^«ужст. от т...	,«««5
“Th-«U щм). нХи"“™ “° с «от л«<И
4111,3 язлятальяых затрат- система ^МИ*ие в >КОЖ1Ы тхе БР . ,ет <*
яр» одаояременпо» хдометяоХ’w
"яореяян критериям иажжнол,,
2.3.	МЕХАНИЧЕСКАЯ КОНСТРУКТ, u
в^мяп^ Ц ’ и СИС,ЕМ* «плогтдл*
	ми“““....	в ряж л
ГО 23»U
2.3 Механическая конструкция и система теплопередачи
А. УСТРОЙСТВО АКТИВНОЙ ЗОНЫ И ЗОНЫ ВОСПРОИЗВОДСТВА
Главная особенность 1>1‘ но сравнению с тепловыми реакторами-конвер-
торами заключается в способности расширенного воспроизводства делящего
ся материала. Поэтому оптимальное размещение делящегося и  ырьевого
материалов в БР имеет принципиальное значение. Па этот счет существуют
две концепции (рис. 2.1). 11ериая и i них — внешнее воспроизводство, при ко-
тором весь сырьевой материал располагается в зоне воспроизводства, окру-
жающей активную зону, т. е. все воспроизводство происходит вне активной
Зоны. Другая концепция — внутреннее воспроизводство, при котором
часть сырьевого материала смешана с топливом активной зоны (при этом
имеется также и и па воспроизводства).
В первых конструкциях быстрых реакторов, которые имели небольшой
обт.ем, предпочтение отдавалось концепции внешнего воспроизводства По-
лучался жесткий спектр нейтронов, низкая удельная затру жа и большой
Ko^JxI'HiurciiT воспроизводства. Однако выяснились и существенные кедр*
гатки: быстрая потеря реактивности по мере выгорания (что требовало час
той псрструзкп топлива), малая глубина выгорания, малая величина доп-
Лерогк'К'То эффекта и малое число делении 1! сырьевом материале Все /то
связано с высоким "богащенне.м топлива и большой толщиной .ины воспрО-
нзгщствл Современные проекты основаны на концепции внутреннею нос-
ирон.тво ютил .’*>то не < шачает, что внутренний коэффициент воспрон 1водст-
на больше с тп ни цы Существенная доля топлива производится также в эоне
поспрон «аодстпа, и с учетом лого общий коэффициент воспроизводства во
всем реакторе превышает единицу
Конфигурация, показ.шиая па рис 2.1, б, является гомогенной, потому
что активная зона ьнюлнена однородной смесью сырьевого и телящегося ма-
териалов, а радиальная и ториевые зоны поспрон шодства состоят н > чистого
сырьево|и материала Возможна иная конфигурация топлива в концепции
внутреннего воспрои июдства, когда топливные воспроизводящие сборки (со-
держащие чистый • ырьепой материал) распределены по объему активной зо-
ны Такая активная зона называется егтероеснной. В реакторе с ггтероп-н
Рис. 2 1 Композиция активной Р»ИЫ И IOIIM ВОСП|.оЩВОДСТМ В ABVX мнтгИЦня»
произведет I.»
в— ШЖЦМЩМХ ММВМТО ВОСЛрОЮКОДГТМ. Г' ИГЛЦ-ППИЧ цНПР*>МГч »ОГ»рв*»ВСШЙТВ4, кни
ВОСПриМ4М>Д4.1М I 60ЫИМ1	4
3.3. Механическая конструкция и система теплоотдачи
r , 2 np..u.~
Глава *• 11	_
38	________------------ .аЛШГСНТ **"?' П 1C™ ”
'—-------’	.пгпко повышается Ь°7Т актнвностн. .нзко рас-
НОЙ активной зоной ”J^0THUft ^"'„укциях прототнпных р< ак горев
к Во всех первыхKoi!fTpByKU^pujeiicTBOMHH' .ч амери-
тет удельная загрузкой акТнвная	Rcector Plant , • t мат
использовалась ,;_gnp (Clinch Rner.
канском проекте LK т активной зоша-	,	юмм
ид плана н	я^сть является дктнвной !
реактора ’° ^чаЛьную загрузку смешанi го	у	щ)ая
И°Т ю'радальной я тораевш »K™I>« т ,„,ж,ь
на рмсгпке активная зова » ««'	^„.щого обогаВД'"'	'*»
малого обогашевия в	мгаишмиж г	-.*•
подзон разного обогащения »™а^такж? жсгепыюжит-	“IV
но радиусу. На. «-» •	3 Хуекв поглот«е«- - 4
лнрования и защиты. Часто в них
Таблица 2.2 Хпряктрпстики । отогенной н гетерогенной
активных зон ISP электрической монцнк тью ИМИ) МВт |2|
Харя ктористлкв	П1МП1 «пиля окппм1ля т<>па	Г?те$юг«яям акгц0к.|д|
Число ТВС*	276	252
Число сборок внутренней зоны воспропэиодст* вл		97
Число сборок боковой ЗОНЫ ЙОСПрОПЗВОДСТ- па** Число сборок СУЗ	168	144
	19	18
Число юн различного обогащения	3	1
Micoi делящегося материале, кг	3682	4524
Доли плутония о зилах, %	13/11.9/20,3	20.2
* Т« >1. 2с.тд»шам сборка содержит 271 тол диаметром 7.9 мм и ддииоЛ акт некой * • гя
! J v
•• Сборке содержи: Г27 тылов Д1ммгтр<ш 1Л мН.
A
aj
Рнс. 22. Типичные Композиция
{б)
₽ йь * Л/**	. ;

(в виде В, О Причина, по которой тепловыделяющие сборки имеют шести
грвнную форму, обсуждается в § 2.3.
I стер генная конфигурация активной .юны изображена на ряс. 2 2. б.
В дайн* м случае сборки пл сырьевого макрнилл расположены в центре ак-
тивной зоны и вдоль конш лтричс. ких окружного if Ре (ультаты сравнитель-
ного расчета |21 БР электрической мощностью lOOOMBr в гомогенном и ге-
терогенном вариантах представлены в табл. 2.2.
Размеры активной зовы быстрого рс-шаира меньше, чем теплового реакто-
ра такой же мощности. В тепловом реакторе важное значение имеет опти-
мальный выбор соотношения тс шли пл и замедлителя. При уменьшении раз-
мера зоны ниже некоторого оптимального шипения ухудшаются жономи-
чески» х рактсристки реактора. В быстром реакторе, напротив, выгодно
уменьшать активную <оиу t точки зрения как физических, так и жон->ми-
ческих характеристик. Количество замедляющих материалов также с н-дует
свести к минимуму, чтобы получить возможно более жесткий спектр нейтро-
нов. С увелич. пнем объемной доли топлива за счет .чинимнящии количества
конструкционных материалов и теплоносителя уменьшаем я утечка нейтро-
нов н < активной зоны, и доля делящегося материала может быть уменьшена.
Так что уменьшение размеров активной зоны при заданном коли ъч.две топли-
ва ведет к росту реактивности.
5 РЕШЕТКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК
Стремление уменьшить удельную загрузку БР. увеличивая нбьемиую до-
лю топлива (соответственно уменьшая утечку нейтронов), вынуждает конст-
рукторов к более плотному расположению тепловыделяющих сборок Тре-
угольная решетка лучше отвечает этой пели, нежели квадратная Идатому
в практике конструирования ЬР утвердилась треугольная решетка, в коает-
руктивном исполнении — шестигранная (|>орма тепловыделяющих ®<*>рсж
В ЛВР типичной является квадратная решетка, потому что при опте•1аль-
ном соотношении топлива и воды получается довольно свободное pat шмиже-
ние тепловыделяющих стержней. Квадратная форма пакетов в *to.« .тучае
облегчает определенные механические операции
Глава 2. Пр^"*	Р
40
СБОРКА
в теня—	^„ловыделякмцля сборка
„« изображена тип"	* (1р(Х гр i ’.. гн
На р"бн bJS»’даю°	ТиЛ“ 0Т1''1'"и
реактора БН. В ней	KV Треу гольн п |Шр) юшек ” стоке
травного чехла. ooja g п; спнрал1! актаншю
от друга ^агодаря1НЮ1О1|ир) . Р^	t wn
Этой же цели	активной зоны НО вы<
твэла. соответствующая границ
Рис. 2.3. Типичная тспловыхеляюши рдет
с-твэл; б-ТВС; а-сечение ТВС; г - 1/12 меть ТВС - --
наконечник: 2—газовая полость: J-пбаетхж too -rot
летки смешанного VOj-PuO, тог. л нм: S - таблпо •
вяжиип наконечник; / — участок актмамоб кжь
/б-шаг между твэлами; П-ляакстр тюлл - i
Р»Де;//U^aoo
дивными таблетками. Верхняя и нижняя части, отвешощп
воспроизводства, заполнены таблетками из сырьевого материала Ваер ху п<г
казан также объем для сбора газообразных продуктов дыения Су гтвую^
также варианты конструкции твэла с расподпженнем г»у>»?гг> обмена в ин**
ней части.
На рис. 2.3 показан сегмент (1.12 часть сборки), который можно оассмаТ'
ривать как элементарную ячейку для расчетов нейтппмнмх полей в pcainof*-
Исходя из геометрии ячейки делают расчет kohuSX то^ива конструк-
ционных материалов и теплоноситетя R 'нцедтРацни топл	1’
ла, показывающие количество™^ “ Иа РисУя*е приведены
полнения рядов шестигр^каНмив^^«“остиот последоватгльного^*
от номера ряда). ‘да<*аивдка ‘'«и сборок в активной воне в зааисн»*^
3 3 Механическая конструкция и система теплопередачи
41
Г. КОНСТРУКЦИЯ БАКА
Активная зона располагается на опорной платформе, закрепленной
внутри бака, как показано па рис. 2.4.
В баке реактора БН с натрием в жидком состоянии избыточное давление
практически отсутствует. Поэтому толщина стенки выбирается по критерию
механической прочности. Обычно опа равна примерно 30 мм, тогда как в слу-
чае . IBP требуется 3UU мм, чтобы противостоять большому внутреннему дав»
лен ню.
Постановка топливных сборок в реактор производится через направляю-
шне отверстия конструкции активной зоны. В этой конструкция имеются
ограничивающие активную зону кольца, обычно па уровне верхней частя
активной зоны и верхней торцевой зо-
ны воспроизводства. Органы регули-
рования входят в зону сверху вниз и
управляются приводными механизма-
ми. расположенными на верхней пли-
те бака. Обычно бак подвешивается на
несущей опоре, верхняя плита жестко
> крспляется с конструкцией бака.
.М гет быть и иные варианты крепле-
ния бака.
Натрий поступает через нижние
входные отверстия и прокачивается
через объемы активной зоны и акра
ннп снизу вверх. затем собирается в
большом резервуаре нал активной зо-
ной и ЮСТИГагг промежуточного ген
л-м.Имен и и на (ПТО). Верхний, свобод-
ный от натрия объем бака .laiiwificii
подушкой и i нейтрального га та (обыч-
но аргона).
д система теплоносителя
И i-ja активации натриевого тепло-
носителя влерл'.я контуре (обсуждает-
ся в § 2.1) необходим второй контур
циркуляции натрия в реакторе Ы1
Таким образом. система теплоиоен ге-
ля обеспечивает прокачку натрия
через активную зону и промежуточ
ный теплообменник «по первому кон-
туру. а дальнейшая теплопередача от
промежуточного теплообменника к
парогенератору происходит по второ-
му контуру. Температура натрия на
выходе из реактора около 550 С. что
существенно выше температуры тепло-
носителя в - IBP (.300 С) Поэтому
температура пара в реакторе Ы1
выше.
Рис 2 4 Типичное }стрл«етол реактора
Ы1 псг.1г«1>ипн*»
/ ВМУИЖИЯв **#•. У •.*
HUftp
«и •	4	I . • К- ' и •« '
Г.111П» I». г I
*	II I |> J |’Л1ПЧ|	 ««'.«><
НМТрИвшйЦ IT- I all • грм п-1 ...
ИврУЮЩИ* ИМ ПИ1« ТВС МУ««Н.|«1
миистружии* к .»« м
Рис. 2.5. Баковая (интегральная) (а) и оетзпм (б) СЖТГМЫ >«
1 — натриевый насос; 5 — дкташбк Mi; 1 оро* иг (том 1 •••••'.
Первый натриевый контур в отличие от второго ЛМЖ-’	• • *
щитом, предохраняющей обслуживающий персонал от вредно . гвмЯ
излучения^ Эту задачу можно решить, либо располагая пр	м
лообменннк и насос первого контура внутри бака, либо выь	'  У
с системок трубопроводов и защитой. Первый вариант г-
(интегральной) компоновке, второй — nemawod «ишмоке.
5
2.4 Выбор материалов и параметров активном зоны
О
В упрощенном виде оба варианта показаны на рис. 2.6 В баковом  >рн
анте горячий натрин входит непосредственно в промежуточный теплообмея*
ник и далее поступает в баковый бассейн, содержащий реакторное оборудо
ванне. Далее насос первого контура нагнетает охлажденный жидкий натрий
в систему прокачки через реактор.
В конструкции петлевого типа важным является выбор местоположения
насоса первого контура (горячий или холодный участок) н входа теплоноси-
теля Аргументы за и против того или иного типа компоновки и варианты
петлевого типа обсуждаются в гл. 12.
Па рис. 2.6 пока шпа упрощенная схема системы теплопередачи при бако-
вой компоновке. Паровой цикл в АЭС с реактором Б11 осуществляется та-
ким же образом, как и в АЭС с .'IBP или на электростанции с органическим
топливом. Определенная специфика имеется лини» в парогенераторе (система
натрий — вода). Вместе с тем надо подчеркнуть, что более высокая темпера-
тура пара в реакторе Б11 приводит к более высокому КПД преобра ющшие
тепловой энергии в электрическую.
2.4.	ВЫБОР МАТЕРИАЛОВ И ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
После выбора основных механических и тсилоперсдающнх систем реак-
тор 1 БП необходимо решить ряд др\ гнх вопросов. Какой вид топлива более
Предпочтителен? В чем Преимущество широко используемого в реакторах
БН натрин и й‘. iM< жиы ли другие виды гепяо носителя с хорошими характе-
ристиками-' Какой материал использовать в качестве конструкционном» (для
оболочек тепловыделяющих сборок, твэлов и т.д)? В данном нар.прафе
кратк рассмотрены основные соображения, принимаемые во внимание при
решении /гнх вопросив. Обсуждаются также основные параметры активной
мы. .нщенщие от вида топлива, в частности обогащение, ра (меры ib-лов,
кыгор .нис Проблема материалов более подробно обсуждается в гл II
а топливо
Свойства различных видов топлива
Основными уран-плутониевыми вилами топлива, потенциально пригод-
ными для реактора БИ, являя/гся оксидное, карбидное, металлическое н.
возможно, нитридное В принципе топливо на основе s”Tli — “*U также мо-
жет быть использовано в БР, однако лучшие характеристики влепрон 1гюдст-
ва и экономики получаются при использовании именно уран плутониевого
топлива
Типичные предъявленные к топливу БР требования—способность из-
держивать высокие дозы излучения и большие тнгйчые теп юане нагпцвки.
Первое свойство количественно может быть охарактеризовано как » ергяя,
выделенная в единице массы топлива, т. е. характеризует глубину аыаороммя.
Второе свойство — мощность, приходящаяся на единицу длины тема (w
висят от теплопроводности и температуры плавления топлива)
Оксидное топливо (т. е. смесь и()э и РиО,) еще в начале БО-х годов пр»-
знвлн главным кандидатом для использования в ЬР ввиду проде*паро-
ванных на опыте глубоких выгораний (возможно, превышающих lix ЧВтХ
хсут кг). Большой опыт работы с этим топливом в JBPi-и.жеддл ар; -.хипм
в пользу его использования в БР Температура плавления <>ксм.ш• то*а»-
ва высока (2750 С), что в значительной степени komih-ж ярумк.ъ-е tame
его недостатка, заключающегося в плохой теплопронодшл-гн Спектр ивб»
--
. «еталличи'КоП. и это приводит
..	. .„.mil зоне мягче, чем н.	Удельная моцт-
ронов В оксидион ^1ь1юМу доплеровскому K03<j4K0M< д позваляст „ри.
К большом) отр меньше, чем в мета. • Пп1гниипе возможен вя-
ность в оксидномп^пле1[шую с„стему тепл°5^ (даатк<>м ОКСИДНОГО топ-
Рхлаж®»"1»). Кс“|)'я™»екя “дагор0С си,'жс""г к"^
ншо с металлом плотникU.7-	Ll\ — PuX) ВИДЫ топлнг i
Караиное (UC - PuO " "7P“±S, глаиым образом n. , Н-. < о-
«о рассматр||1за|отет_в качестте а^гшгся этого являются 6а1«- вы. жпе
фнцнента воспроизводства (из-за
нню с металлом плотности).
Карбидное (UC —	'
но рассматриваются с	™qCrunv« - —
лее высокой теплопроводности.	0 мсНьШне у дельны	Н
линейные тепловые нагрузки и „	тяжелого металла ip
топлива. Другие их ДОС™'”СТоксидном топливе), концентр i
одни атом замелдител |а *д	пЛ0ТН0Й упаковки яг 
““ «чХ“ реш"“-  По этим «рнчипам спектр «И*»"’ • «"">•
™ZS°более жестким , ко^и.и.ект =«..ро»	>» ;’
Таким образом, время удвоения уменьшается как ИМ» роста Ю
воспроизводства, так Н из-за уменьшения удельном загру >ки 
нологнческне основы этих перспективных видов топи:
проработаны недостаточно.
На ранних этапах исследований в США и Великобритании I •
тальник быстрых реакторах использовалось металлическое топ
вощении к коэффициенту воспроизводства металлическое топлн
нгрывает по сравнению с оксидным и несколько превосходит клг
чина очевидна: из-за отсутствия замедлителя типа кислороду’, у г
та спектр нейтронов получается весьма жестким, что ведет к р
фнцнента воспроизводства. Кроме того, концентрация тяжелых
ка. Все это приводит к малым значениям времени удвоения. Болег »
шая теплопроводность металла позволяет получить высокие лш
вые нагрузки (хотя температура плавления сравнительно ННЗКа)
Серьезным недостатком металлического топлива является то л
сложении глубоких выгорании. Металлическое топливо подмт,
цнонномх распуханию даже при небольших выгораниях Елкистшнани
соб борьбы с этим явлением ^создание	11
сто. Хотя это ухудшает перечне тшпХ S Й нячальь
ный положительный опыт раГюты с меиттич^”"™^ качест1 а
ствует о том. что будущаяТщзаця ,ХТ"М ТОПЛИ80М В БР
гут быть, правда, опасенияР что Да жестк^3"™ ВП0Л,№ “°
талле малое значение доплеровскоп k-Sn*™ cnefnP ' Hefrp
ухудшением характеристик безоласноств^О?!!^”13 реа’ГГ1,ВНи
К°*Ц1,е,,т аксиального pa^Z полагают, что большой
™вХ™"”,вом) ,,fcM№ 4риХл^^;“.д.:^'
Доля делящегося материала
Доля делящегося матеона та аг-
"ХХХХ »ши;	,вдсп- •«“«!►’« ₽*
">рах БН хошерческоготХа\?8‘^НВИ1,ныезначення(^?СеЧення аыеяв"
мости ОТ размера и кп J! Па 11ахоДятся в ппе.™™, 4 *МИ ,1ЛУТО" 1 Ре ,к’
во всем плутонии состав™'РЭЦИН акт,,вЧон зоНи п01 12 АО & * о 1ВИСН•
ГЦ и 1Ри. Сдс^гцшп ль-
2 4. Выбор материалов и параметров активной эоны
45
Рис 2.7 Э» гргетнческля юппснмость сечения Делении основных де лящихся нуклнлоя
|3| (я реюнвнс 'П области ••гергмй нсПтропои ноклэппа «сглаженная» картина рето
попсов)
Рис 2 Я Энергетическая хаанспмостъ . $
сечеяяя и/нхни основных сырьевых
нуклидов [3]
но. доля делящегося материала в , 0
топливе варьируется в преде-
л.зх от 9 до 23 Н.
На риг. 2 7131 показаны сече-
ния деления основных делящих-
ся нуклидов в зависимости от о
энергии нейтронов. Видно, что	WOtiB	tOH<s
среднее значение л, для бы-	Эмреи» нейтроноб
стрых реакторов составляет примерно 2 б, тогда как для тепловых реакторов
примерно 500 б. кт столь резкого падения сечения деления частично
компенсируется ь-леппем ядер сырьевых нуклидов нейтронами больших
энергий (рис 2 S (31) Необходимо также отметить, что сечения всех пара шт-
ных поглощений также уменьшаются с ростом энергии нейтронов 1ем не
менее из-за снижения сечения деления в реакторе критическая доля деляще-
гося материала возрастает в 1 5 рат по сравнению с аналогичной величиной
для теплового реактора.
Диаметр твэла
В . IBP диаметр твэла определяют исходя из условий распространения
тепла Нс так дело обстоит для быстрых реактором, и это важное отличие не-
обходимо иметь в виду. Из двух условий теплового баланса, влияющих на
конструкцию твэла (максимум допустимого теплового потока либо макт-
мум температуры в центре топливного элемента), только первое евлэано с
диаметром твэла.
Поток тепла, проходящий через единицу поверхности та»ла. можно выра-
зить так:
.	(2 I)
* al)	'	'
46
где q
D
(2.2)
----------------тепловая нагрузка. Нт
? _ тепловой[ поток.	соотнотгпия п< пу чается
_ диаметр ^5Л оДяным охлаждение^ а (1|1ЛОдя из жаропрочно
Для PeaKT°P°nSvcCXe значение диаметра опттств'*7 Д*1Я твэЛов Рсяктгь
3jss№ ,тел"' 
"'“Septra »	ощиемехо» выражен...
(скоростью линейного тепловыде
7_ = 4.i f
1.
тпп,,,пч Вт(М-аС). Т, тг	ча
где ft (Т) - теплопроводность -	в центре твэла. ’ С
поверхности твэла, С, / о пгпХйадНЯе на линсЛну ю w
э™ Е_Н.«• “«Х"Хв	Т. должна быть пи..
кувтвэлахБН.такьаь. „ IР’ Л	„о выраже" 	 г <,г
2SSSS? о, ‘cHimaeMoi с твэла. являете» фупмпе* со п»
£2ввде а на авверотсп., а также теплопроводности т .Те
Spai bU прячкны, по которым >™вня
на диаметр твэла в БН. Интересно отметить также, что ДЛЯ маг
сти реактора общая длина твэлов в активной эоне опре. -1 л
хорошо из выражения (2.2), коль скоро выбрано топлит
дельно допустимая температура Го.
Выбор диаметра твэла существенно влияет на экон 
рнстики. От него зависит, например, удельная загрузка д-1!
ла. Конструкторы БР стремятся .минимизировать диаметр твэла
нием массы топлива в одном твэле критическая доля делите	г > U
возрастает, но его масса в твэле (произведение массы топ.тиг'
щегося материала), как оказывается, тоже уменьшается е	я
минимизации удельной загрузки топлива диаметр твэла выгс	ть.
s? *7 П \ ТТ	коэффициент воспроизводства (нагтрггмер, см
табл. у.З). Нижнее ограничение в выборе диаметра тема возяих»
ниеДша^Г7в лРХкеХт?30В’ ТаК"Х КаК стонмостъ "ЗГОТОВлсяк эше-
топлива Все эти К Д,!аМет^ ’ Утечка нейтронов.	W
диаметра твэтт в БН •'ое^1'Я ПР!1В°ДЯТ К д,1алаэовУ прг
« подробное о^жденпе Доеа
Энерговыработка (выгорание) топлива
Требование глубокого выгопянпа
ке экономических характеристик БР ч₽Т trd U° болы“
но различием в обогащении топлива Д’ “₽‘	8 ^‘Южном о 'J«•
тылового реактора энерговыработка Замл*01	Длят »
7 МвТеТ’/а ДчЯ реаКт°Ра на природном уп Т сут кг ЯВЛЯ*’Т'СЯ !
мический кпГ *Реактора БН и3Р3а болм£п2?3 Может СИ »
М11ческии критерии приводит к тпргь °°-1ьш°го обогащения топлива эко*>-
8и" <"а >KW 1(Ю	Омьиюге
• ««го .ар.вд, ,р,юится в и 9
2 4, Выбор материалов и параметров активной зоны	47
Необходимость большой эперговыработки топлива в коммерческих БР
вынудила конструкторов в разных странах (в начале 60-х голов) перейти от
металлического к керамическому топливу в качестве основного проектного
варианта. 11о сравнению с . IBP что означает, что от каждого килограмма топ-
лива за время его пребывания в реакторе между перегрузками должно быть
получено больше энергии.
Б ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
1 лааиыс требования к теплоносителю следующие:
1) эффект замедления нейтронов должен быть минимальным;
2) еплоноснгель должен обеспечивать требуемый отвод тепла из эиер-
гипапряжеиной системы (примерно и 4 pa ui больше, чем в .’IBP);
О паразитное поглощение нейтронов должно быть минимальным.
Первое требование автоматически исключает иоду и любые органические
виды -пл носителя, но допускает газы н жидкие металлы г не очень малым
массовым числом. Возможные основные варианты с их преимуществами и
нед»’•‘татка мн обсуждаются ниже. Более подробное рассмотрение этой темы
можно найти в гл. 9 я II.
Основные варианты
1)ер<» ми претендентами на роль теплоносителя о БР были жидкие метал-
лы и । их хороших Т(Ч|Лппередаю1цнх свойств. Однако серы чю расе .мат-
риваг гсь также гелий н пар. в первую очередь в связи с переходом от метал-
лического топлива к керамическому. Плотность мощности (энергонапряжен-
кость) в керамическом топливе меньше, чем в металлическом, поэтому газо-
вым охлаждением в принципе можно обеспечить необходимый отвод тепла
на реактора.
Свойства различных теплоносителей
Из жидких металлов в качестве теплоносителей изучались натрий, NaK,
ртуть, висмут и свищи Последние три были признаны наименее пригодны-
ми и за высокой плотности (и. следовательно, больших значений потока мас-
сы) Раствор NaK имеет низкую точку плавления, благодаря чему этот вид
теплоносителя нашел применение в ранних проектах. Дело в том. что раст-
вор NaK является жидким при комнатной температуре, тогда как чистый
натрий плавится при 98 С, поэтому в системе охлаждения необходимы подо-
гревателя К сожалению, калий является довольно сильным поглотителем
нейтронов Поэтому именно натрий был выбран в качестве теплом» •« ителя. и
натриевая система охлаждения была принята во всех последних проектах ре-
акторов БН.
Натрий имеет отличные тепловые характеристики, в ч,четности высокую
температуру кипения (880 С при атмосферном давлении), я то же время
проявляет совместимость с обычными используемыми материалами оболочек
твэлов и тепловыделяющих сборок. Благодаря высокой температуре кипе-
ния работать с натриевым теплоносителем можно при низком давлении (рез-
кое отличие от условий работы ЛВР) Основные недостатки натрия следую-
щие: активация в нейтронном потоке (образование радиоактивных ядер J‘Na
с периодом полураспада Т\ц - 15 ч и MNa с Т\!2 « 2.6 года), непрозрач-
ность (что мешает контролировать операции перегрузок), химическая шхов>
местимость с воздухом и водой. Чтобы предотвратить возможность аагри '.не-
ния парогенератора радиоактивным MNa, испускающим сильно пронилшо-
щиеу-кванты с энергиями 1.4 и 2.8 МэВ. приходится делать промежуток ।.ю
Глава 2. Принципы конструирования
~~	- kn„TVP) Одновременно это есть „
„рт по (второй натрневын ьо . ых сотрясениями активной
•** рмки"ях "ат|’"’’
с испальзо
с Юв вр’с^шметп» I°M7XS*KT ”"илс’",я '"'|1Т1‘Ш,°’1 ° ’<•»•
ванием гелия При этом результиР)юш>. £ мтрневого. \	 кия
лоносптеле окажется даже меньше.	горазДО не1[ЬЦ11 ( е 1(1Й
Хотя гелий легче натрия, ядернаяп J)oCTI1 егОс к .нгтрх кин< ин' -г-
является инертным газом, так чтнеЯтронной актпввини. по му
терналами идеальная. Нетт , '* H'.1V4ae натриевого охлаждения) I те-
нет нужды во втором контуре (как • ? ^S0JHMOft сх. .рости i	а
ма заключается в том. что для обучения веоох Д^^	8 М(
давление в гелисвоп системе д('•	насосов для прокачки
ветственно требуется большая мощность асосов *
.поносителя по сравнению с жцдкометаллнчАКн
В ранних проектах рассматривался варггамт охлаждения водят тм
однако скоро были выявлены его серьезные недостятм.
оболочек и проблема высокого давления (оболочки тюлов должны пу про-
тиводействующее внутреннее давление). Кроме того, присут
тивной зоне влечет за собой существенное смягчение НСпТрОниогс
что ухудшает параметры воспроизводства и экономичен ).
топливного цикла.
В настоящее время во всех странах принят и актив) >
быстрый реактор с натриевым охлаждением (5!П. Вариант г
дення практически не рассматривается, но тетин в мчестис
в БР также изучается в качестве альтернативы, в первую 	1\
Великобритании (где накоплен значительный опыт техн-
охлаждения) и в ФРГ. В Советском Союзе рассматривается Та гт
БР с диссоциирующим газом Х’а2О4 в качестве теплониоп
В. КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ
Основные требования к конструкционным материалам в к
ЬР следующие:
1	) способность выдерживать высокие температуры
2	радиационная стойкость в условиях большого флюенсп*.
3	совместимость с топливом н теплоносителем
4	) малое паразитное поглощение нейтронов
Ниже приводятся основные сообоажрмио ,
рооные обсуждения можно нантГв гл 11
Возможности выбора
Нержавеющая сталь является
сматриваемым в качестве конструкип^п М8ТеР»«* м пю рас-
bXvH ЧеХлов тепловыделяюии	Нз^ення об^ек
уделяется
S=“;s’^£t=“=«=
.......................
Он хар^ХрнСзУетГ’с?пеньВа,!иый вреы ни
интронного	• (Ф/ «ли noth
а,срмадов.
3d. Вводные замечания
49
Свойства
Нержавеющая сталь обладает достаточной прочностью п коррозийной
стойкостью при высоких значениях температуры и флюенса. Кроме того,
она является сравнительно слабым поглоти гелем нейтронов. К сожалению,
большинство видов нержавеющей стали испытывает шячнтельное распуха-
ние при высоких значениях флюенса, типичных для реакторов БИ. Значи-
тельные усилия исследователей в области радиационного материаловедения
направлены на решение этой проблемы. Для и п отопления оболочек твэлов
и чехлов тепловыделяющих сборок чаще всего иепо.тыуется нержавеющая
сталь .марки 316* •• с так называемой холодной дег|юрмацнсГ| 20 "и Но своим
те.мнературно-ирочн(К’тным и радиационным свойствам она лучше других
приближается к требуемому типу.
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
2.1.	Ч о понимается под удельной загрузкой делящегося материала? Поче-
му проектировщики БР стремятся ее уменьшить?
2.2.	I чем различие концепций внутреннего и внешнего воспроизводства’-’
1 кая из НИХ более предпочтительна и почему?
2.3	I Ином) диаметр тнэлов в ЫI меньше, чем в .’IBP?
2	4 < рапнитс .оли делящеюся материала в топливе Б11 и . IBP.
2.5.	Почему глубокое выюр.шш в fill об)словлено экономическими требо-
ваниями?
2.6.	Ничему в 1>Н используется треугольная (i екеагопальная) структура
к длинных ячеек, тогда как в . IBP — квадратная?
2.7.	Назовите основные доводы п пользу оксидного топлива по сравнению с
мп лнчсскнм. повлиявшие на программ) развития БР.
2.8.	Как переход к керамическому топливу повлиял на выбор теплоноси-
теля?
2.9.	Почему активная юна в реакторе БН меньше, чем в .’IBP сравнимой
мощности?
2.10	В чем суще твенное различно между системами первою контура ох-
лаждения в реакторах Ы1 бакового и петлевого типов?
2	1! Какие свойства натрия определили его доминирующую роль как теп
доносителя в реакторах Ы1?
Глава 3
ЭКОНОМИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ
3.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Пр’ дприятис оправдывает свое существование тем, что получает прибыль
за счет реализации своей продукции, т. е. вполне покрывает свои рж ходы
Данным экономическим принципом определяется реп ш i)<мостъ любою
проекта, особенно при создании крупных объектов, требующих больших
вложений, например электрических станций Их ситдиние невозможно бет
технического и экономического анализа Технический проект содержит ртн.
* Американская номенклатура (см гл II).
•• Глава подготовлена II Овеном и Р. Омберсом. сот рудяк кам и фирмы -В<сги»
гауэ» (Ханфорд)
Глава 3. Эконом
веский анализ
so	------—----	доты ресурса систем, сроков
---------	активности ее рас» ‘'1е1Я€Тся стоимость со-
четы конструкции ^“^'^Хнческом в’’^зН11 ста1ШН«|. Технике кие „
строительства и т. п-1 Р	е времени * ’	мп,К(1.3к<п мнческо-
Дженин и	nP-B^X v’P—
экономические ра^аДп^оМуони ДЛ1ЖНыда мть m эь „ „,1Ч< х<
MV обоснованию про	ть будет прев- р экономя” ?кл нс-
С’другом-	Х хорошо СКОНСТ^ -1^лпясетГтем. что первоначал ь-
объект может лол^ эК0Н0МНческую	„табельным пр	ом.
оправданны^ ре удущем обернется Р	„ эК0И - - ,го
м»"» а»»™-	,
Предметом нашего анализа	зпать среднюю иену эле 1	‘ ин.
электроэнергию. Следованью.доход „ возможн т	ггъ
поскольку этим будет onPj^,7B4fleTC5i трудной задачей, и '	»*
расхода. Установление это» с„э1„тствгют отре жу '	-с-
трои м сооружение = - Jb“eTSie =>'™ ™х за
определяема, ркз .. М
B|>e2”ZZS..M, опоаниваепого за время зкенлуае мшн
3)	эксплуатационные расходы за время жизни
4)	налоги, зависящие от участия частных предпри <
5)	другие расходы, зависящие от коммерческих «ропрн
Капитальная и топливная составляющие обычно являйте
щи ми и сильно зависят от проекта. Например, яме
реализации традиционного проекта ЛВР н современного БР Ста гиым
вариант ЛВР без переработки топлива имеет сравнителен  НИ »Х	ЛЬ-
ную составляющую стоимости. Однако его топливная составляй - iHipc*
рывно растет с ростом цены на уран. Напротив, в проекте БР i	'Я
составляющая велика, а топливная составляющая нечувствип	» "
уран.
Для оценки средней стоимости электроэнергии в каждом из эти х	ту»
чаев необходим единый метод учета тех и других затрат. 1 ik >	1
ные затраты относятся к периоду строительства, а топливные ему
времени жизни станции, нужен способ сравнения расходов в р 	'Л.
Соответствующий метод расчета изложен в следующем параграфе.
3.2.	КОНЦЕПЦИЯ ПРИВЕДЕНИЯ
За возможность получить капитал и расповяжяти-а пп„>	1Л
тить. Примером тому явзяется Ля™ ' РЯ'-поряжатъся ям при?	а-
Отсюда следует, то супесХт	=“"* "Рудата от отслШ-
Бпспт от времени. Предположим. банГХЙтГ ЖВеГЛ’
годовых, т. е. в конце года банк пж-™»	00 *’,л- ПРН ‘ *ни 5 *
врат займа 100 до.,.,’» Пр|Х.7от”"™“" НаМ1 |С® »1Л' <“В'
показана на рис. 3.1: при займе С ппн нппм/°ЛЛВ ?бвдем BH*e схеШ
ставляет	Р Рые процента i возврат через год со*
Рассмотрим другой поимеп Пп '	'
р*иол в с-тед’'ю-
д • еиное количество денег срйи^Н^УЧЫ в бУДУШг« можно от-
.распорядившись ими таким
3.2. Концепций приведений
51
Pirc. 3 2. Схема вложения с расходом
черев год:
 ГН-ПОПЯАЙ сумма: О ортжмгты; /
Можгние С*’; 3 — расход C**C'U » d
Рис 3 1. Схема голоного займа;
 оеттпай сумка; О — проценты. I
мВм J — выплата шАма с процентами
С(1+0
образом, чтобы их стоимость через год точно равнялась ожидаемому расхо-
ду. Для этого необходимо сделать вложение (пинеепщню) этих денег под
проценты. Так, при 5% годового дохода вложение должно равняться
95.24 долл Тогда черс' ни эта величина вырастает до 100 долл. Такая схе-
ма показана пл рис. 3.2. При вложении С через год можно пустить в оборот
сумму
С' + »С'-С'(1+0.	(3-2)
Так как ожидаемый расход составляет величину С. то
('• 3)
поэтому инвестиция в начале года для покрытия этого расхода в конце и-и
должна равняться
(  4)
Рассмотренные простые примеры наводят на мысль, что существует теки-
щая величина расхода или дохода. т. е. определенная в каждый данный мо-
МС1ТТ времени Заданному количеству денег в настоящее время соответству-
ет некоторое жвишленпюе по стоимости количество денег в другие время
В этом заключается концепции приведенной < юимг>< ги. которая окалывается
полезной при экономическом анализе в ядерной энергетике.
Предположим, 2 года назад некоторая продукция оплачивалась по цене
С. Если средства в таком размере были инвестированы под проценты, полу-
чается схема, показанная на рис. 3.3:
инвестируемая сумма два года на »ад С;
стоимость инвестиции в прошлом году С (I 4-0;
стоимость инвестиции к настоящему моменту С (1	О’.
Таким образом, инвестированная 2 года назад гумма С превратилась к
настоящему моменту в величину С (I 4*0 По можно рассуждать иначе
расходы С 2 года назад в пересчете к настоящему моменту оцениваются вели
чиной С (I 4- 0*. Это есть приведенные к настоящему времени прошлые за-
траты С. В общем случае, если с момента затрат прошло п лет, их приве-
денная величина равна С (I ,)п.
Аналогично можно получить приведенные пираты, которые прей юндут
в будущем, например через 2 года. Рассуждения, иллюстрируемые рис 4.
следующие:
инвестируемая сумма в настоящий момент ;
стоимость инвестиции через год С (1 • »);
стоимость инвестиции через 2 года С' (I 4- i)1.
52
огккй анализ
Глава 3. Экономия
~Z
p,.r 3-1 Прямленные мтрвты. плакн
рхсиые на 2 года вперед
J.’ cvmw*; О — qjw мтм I —
•’JJS2VA • WlrCWrtfc	Г.
f^-^Г-й
C(W
С(*Ж)
fiptHSf нём
Рис 3.3. Приведенные затраты двухлет
ней давности:
в— основная сумма:jP ~ " £.' 'эти ж»
затраты двуметмВ Лав''°с™ <•	С(|+П:
ГХ^^тТлрХмньтс к настоящему м<ь
менту, С (1+0
время, гцдь'
Рис 3 5. Схема прняедеяяя к н*ето«и>гм*
моиепту затрат »а мерное т« - эка-
зан период ммифуеяого wy i 3 го-
да)
/-затраты «* вряойргн» «ямы ы гы —
загрузи F: Д-1ЯМ«1 М ам«^«в-ет.г мгм*
иого колам т»р»< гол МсМ »
Таким образом, затраты С, которые произойдут чер- 1 2 п
веденную величину С:
(3 6)
Для затрат через п лет приведенная величина равна С (I	iГ
В связи с понятием приведенной стоимости (или npnt-	*
рассмотрим простои пример, касающийся ядерного топлива В
входят^ 1) продажная цена накануне загрузки в реактор	।
нУпЕГ v? Лппотвыгрузк"113 Реакт°ра. График затрат во врежк лзаи
загоузгн тпп п П0Л,Г затраты’ приведенные, нв пример . нту
затраты В „а „ерерХку	" ГОЛ
тирующую приведенную величину Ftl 4-.и
можно установить единую цену ' на •
приведенная стоимость ’любого Tntrnr ""’,ии Лналог
S™4' MeKTP°™P™" »»жно ООР№™,ТЬ гМП0'1е"Т’
днако прежде чем развивать эту конп^ттш ’	” ......«<♦««« «
ном В экономическом анализе понятий-— **’ Кратко становимся на важ-
е загрузки имеют резуль*
+ В/(| -г<)‘. Тем самым
топлив. Аналогично оярс < ляется
—। станции Налрн-
с учетом капитальных затрат.
стоимости денег
3.3. СТОИМОСТЬ ДЕНЕГ
Стоимость денег определяется
туРп7оект°^^^	инвкташш. т. е.
а’кци/чаепп!?^°бычно Фи,1а,,С1,Руется !што1?’ГЛаШеМ,1Й 00 Ланно*' при-
числяется стР7^МПанн"‘ В этом t-тучае	14)0 ^рстг веяны к вложений и
еТСЯ ел^ВД«« образом: УЧае *Итнвная норма процента i вы*
(3.6)
3.4. Капитальная составляющая стоимости
53
где 1> —доля капитала, полученного в форме государственных вложений:
ib— норма процента государственных вложений; е доля акционерного
капитала; it - норма процента акционерного капитала.
Рассмотрим типичный пример бел учета инфляционного коэффициента.
Пусть государственные вложения имеют норму 2,5 % годовых, акционер-
ный капитал — 7 "6 годовых, причем соотношение инвестиций составляют
0.55 и 0,45 соответствен то. Тогда эффективная норма процента равна
i = (('1,55 0,025) 4-(0,45 <0,07)	0,045,	(3 7)
т е 4.5 % Подобный расчет будет использоваться при оценке различных
составляющих стоимости \ЭС, в частности капитальной и топливной состав-
ляющих и соответствующих налогов.
3 4 КАПИТАЛЬНАЯ СОСТАВЛЯЮЩАЯ СТОИМОСТИ
А СТОИМОСТЬ СТРОИТЕЛЬСТВА
< .тр и тсльство \ -М прош ходит в течение длительного периода и требует
нсравш • рных расходов во времени (рис. 3.6) Полные затраты на строи-
тельство определяются величинами годовых затрат и их распределением во
Рис. 3 6. Распределение Г, годопых
»атр>Т МИ сооружение A?' 'I Шлет.
Ничйло работы А.'»с приурочена к
моменту *—0
врем» ни П« лиую приведенную стоимость ( на момент пуска ЛЗС можно по-
лучить исходя и । выражения
C-C4 + C,(l+0 rCJ(l+01 + ...+C.v-i(l 4-0"“(ЗЯ)
или
Н- I
С vcjH-0*.
* о
Предполагается, что начисления расходов приурочены к концу каждого года.
Б ВЫПЛАТА ДОЛГА ПО КАПИТАЛЬНЫМ ВЛОЖЕНИЯМ
После пуска станции необходимо вернуть вложенные средства Расчет
выплаты рассмотрим на простом примере Пусть первоначальные вложения
составляли 5000 долл, с условием обратной выплаты в течение 5 лет с начис-
лением 5 % годовых. Можно поступить по разному. Например, планируется
возврат основной су ммы ио 1000 долл, в годе дополнительной выплатой про-
центов ио следующей схеме (рис. 3 7):
Выплата в конце & го года
Основная Выплата процентов,
выплата по остатку
т. е.
5000
4 0.05 5000 — (/г —1)-^
(3.10)
, Экономический ахали,
Глава 3.
5
JZ50
izos г;
W * =
*
О 5
£ 51
V Ч
Ч
Рис. 3 7. Схема инвест
НИН с равномерным еже
годным возвратом основ
ной суммы
 - (ХИМИЯМ сумм*
□олд h □ ’	проч мт ТЫ.
t габдепе прямлежа
чина ипарата оокшяоа
сухим с в^оиоитамц эд гт>
----------а* _______


Г
£
г
рнс. З.Я Схема ячвеетк
дна при равномерном
ежегодном расчете
 юеик
ДОЛЛ > □	• wtw
 Т«вМВ« Врв>'- . ила
«ы« мхмчм;.. су»> * с
ОМГГаагя вс г <«
что в этой схеме выплата процентов падает с кажДГ-
Видно,
уменьшения долга.
Часто применяется другая более удобная схема р ' вис Mfr 
расчета (рис. 3.8). В ней ежегодный возврат основной  v
плата процентов падает. В нашем примере равномерная	та
Си по последней схеме должна составлять 1155 долл В Величин ходят
выплата основной суммы и выплата процентов согласно табл
этой таблице получаются путем подсчета неоплаченного ДОЛ1	окну
A-го года в соответствующих процентов /*. равных 0.05 D1
выплата вычисляется по формуле
₽к=^-7**0,-0,050».	О.П)
Величина оставшегося долга к концу (k 4- П-го ггда р.»в.
OJ.+1=^-Px = Dk-(C. O.OoDj,).	(3 12)
Годовая выплата Си производится до тех пор. пока долг ж	я
нулю. В данном примере это происходит в конце пятого гоан
Легко проверить, что в р.< v -треи-
ном примере ежегодная выпл t одина-
кова н равна J155 дрлл Однако сразу КС
ясно, как определить эту величин)-
1роше рассуждать с ноэпцин кредитор*,
вложившего сумму 50QU дол-i на 5 лет
с намерением получить назад 50*’°
V5 долл. в конце срок а Тог га * »*•
лен соблюдаться баланс (рнс 3 О)

*
I
-5
П)
н
' V-I'
м ? .‘.VZht
и
ли
и
21!_______.
Z 5	4	5
Зреня т г с 8ы
. и.а. ^хема равномерной вапла«
ты по капитальным вложениям (ка-
питальные вложения в момент ft «О
составляют 5000 долт.)
О 1
ряс. 3.9. Схема
(3-13)
3 4. Капитальная составляющая стоимости
55
Таблиц а 3.1 Годилая пыплага исконной суммы и процентов
и схеме paimoMcpnoiо расчета
(1ормдковиЛ номер года А	Мооплпч^имиЛ долг п мичл.к? года /Ц	Выггллта процгпкФ 1н	Выплатя ОС НОЯ- кий сумм га /'д	Н*ОП1 .чпкяый ДОЛГ И KG11UO г ад 4	
!	5000	250	905	4095
2	4095	205	9 3D	3145
3	3145	157	99Н	21 17
4	2147	10Я	1017	1100
5	1100	55	1 100	0
ИЛИ
Г 1	I , I (	1
\(1 о,о:.)» 4' (i+o.o;>)‘ ' (1+0,о;>)» + (1+0,05Р +
э
+ —!—
(1+0,05)
(3 14)
Решая это уравнение, находим Си 1155.
0 общем виде для нач.гп и >й инвестиции Сна К. лет при норме процента
i имеем
1
(1+0к
____I
('+/)
(3.15)
откуда
*- । 0 + 0
(3 16)
Используя формулы геометрической прогрессии, получаем соотношение
С„-с[	,	(3.17)
известное под названием уравнения амортизационного фонда, или аяорпиаа»
ционнаго уравнения.
Готовая выплата Си, образующая стоимость проекта, должна покрывать-
ся доходами за продажу электроэнергии. Доходы определяются произведе-
нием пены за единицу электроэнергии на количество пыряГин.-шной электро-
энергии. Пусть годовое производство электроэнергии равно /; при продаж-
ной пене l.f р. которая устанавливается из расчета покрытия капитальных
затрат. Тогда годовой доход равен Lcap Для покрытия выплаты необхо-
димо, чтобы выполнялось равенство
Си я**Lc<p £.	(J 1ь)
Отсюда получим пену электроэнергии, которую можно назвать нормативной
пеной
te.P Са'Е	(З.Г»)
или, используя амортизационное уравнение.
к
С
L
( А 20)
56
Слава 3.
r г капитальными вложениями
СВЯЗАННЫЕ С
в фиксированные РАСХОД .	связанные с капитальны,
волнительные Годовы. Р- обновление обор\ 'юнлвия.
Существуют бл0Жение.	' wf, процент пер вон ча п-н ,Гц
мн вложениями. ||‘ ’,^оставЛЯЮт фцкснр( в ым1, расходами В юнствц.
Обычно они В ijje Называются Ф|1КСНр°% псСурса работы п i т п >.
вложения »	(|cwp	(
^^яГкатегор’ня расходов,«же мож расходы равны доле / первощ.
“У ДмН"чацт1ТЬ что фиксированные год ^ся в течение Вр< «-ни жи .нн
Son, мпп’тшяогоиюкек»»ПН«	е годовые ржк, ,„ы /с
АЭС. При юичияе »«*?£*£„,£ 5	Поскольку ли Г .......«.
Типичное значите /А™ Л,„ „Тикже должны «к» У W"« 1	'К»»
,„т в пакость проекта, тоОН" « СоогеетеТНУМи»» ори к нор.
цены м«М'	«Ови ЧИЛЫ® "	««'•
="»Т^kfc " Ф^енрованные Р«олы. т. е
UE fC
(3 2h
или
А/е — jC Е.
Г. НАЛОГИ. СВЯЗАННЫЕ С ПРОДАЖЕЙ ЭЛЕКТРО
АЭС не является соГуствспностью государств.
Если
“	___ / г —  iw w
продажи электроэнергии облагаются налогами Р-К’
ложняется тем, что они по существующим зякондм J	С ПМ н 4
величины доходов. Обычно не учитывается часть доход в.	сры-
тие процентов от государственных вложений и на aw-
оборудования. Таким образом, схема расчета налогов i и	 ч
образом:
Налоги = (Ставка налога) (Доходы—Выплата пр
государственных вложений Аыортп эцлт	- О
Здесь под доходами имеется в виду та часть су ммы. вырх1	?•> . ♦ и
электроэнергии, которая предназначена для комлейсаш >•. ,	. -
капитальных вложении. Кроме того, доходы включают в	к. не-
обходимый для отчисления самих налогов.
отмечалось выше- годовой доход, необходимый для - я капн-
тальных вложении, представляется в виде L.n £
цена единицы электроэнергий учнтышигипяо . ГЖ L
проценты от займов АналогнчнГ^п^ Р’^а,Л'1ЬНЬК“ U‘ **ЯЛ"
димую для компенсации на тагов /	т^"	1'ГИУ- »*ов)М>
^спязахье вы, й как
Заметим, что, определив таким об^
способ ее расчета. ‘ ^Р330» величину 1^,, нс указа®»
Как следует из (3 ^3)
чае^то^нмю^'не^(Ля	ЛЛЯ ,ЮКРЫП,Я
цно^ное In величинУ зтех процентов гается налогом В общем слу-
плата основнлгНИе<31^ Позво,1яетэтос-Р1^1Т»Тр^'Мо' аморптза-
нерных) и соотктстТ^КаП‘Пальных Жжений ““ отражсна го'овая
ветствующих процентных о*чнс^ий'УАарСТВе”"ЫХ " aKUW<>’
3 4. Капитальная составляющая стоимости
57
Т а блина 32 Выплата процентов пт вложений
ЛорядкспыП номер гида к		Обн^я виты па проценты	Выплата процентя or госудшн 1 пенных ИЛОМСОМНЛ	Выпллта Н1ЮЦ1Я1ТОВ QT ЛКиИ'НР-рного клппглла
1		250	76	174
2		205	62	143
3		157	48	109
4		юя	33	75
о		55	17	зя
(/jib . 4.4')	0,30*1; i,.c (ii/f	ir<‘)	0.1ИИ»
Чтобы определить только процентные отчислении, рассмотрим еще р.п
данные табл. 3.1. В них процентные отчисления составляли 0,05 Dfct т. е
Выплата процентов от
г (К) дарственных вложений
Выплата нриценюв от
акционерного кзппгола
— 0,05£\;
r-^— о.о W
(3.25)
(3.26)
Ko i. п ->ро к «вестны доли тех л других вложений и их кормы процента,
можно вычислить спответстнуклине выплаты процентов Ре *улг.тлты этих
расчете для исходных данных табл. 3.1 приведены и табл. 3.2.
В су- 1я отчисления налогов не входят также амортн laiuioniii.ie расхо-
ды В связи с этим расчет может быть опять-таки проведен пп-р.гигому. На-
пример. • кидку на аморп шнию с’гкр* можно проводить рашюмерно и тече-
ние веет времени жн пн \ м в. оответствин сформулой
с depA ~ .	(3.27)
А
где С начальные капитальные вложения. А время жн ши АЭС.
В другом подходе скн .. , на амортизацию распределен* неравномерно но
времени вначале она максимальна, по падает год от года:
<	-	(3.28)
Ж.Ч
7- /
I
Эти оба способа ра<чсга условно показаны на рис. 3.10. Второй способ
ь кндка на амортизацию пропорциональна оставшемуся временя жн ши) яв-
ляется более предпочтительным, так
как он обеспечивает меныпие налоги в
начальный период работы А м. Однако
суммарные налоговые отчисления за
все время жизни АЭС в обоих случаях
получаются одинаковыми За ло время
норма процента капитальных вложе-
ний и амортизационные расходы изме-
няются, поэтому могут пэмеиит1>ся и
налоговые годовые отчисления В связи
с этим желательно найти способ опре-
деления единой нормагииной цены на
электроэнергию, достаточной для ком-
пенсации налогов в течение длительного
времени. Такая задача решается на ос-
Рис 3 10. Даа СпесоЛ i скидки МЛ
амирги 14ццю
ШфАи II « ГыИ>) 0СТМП1Г -ПС 4 ирвтмк 4КИ-»
1
(3 29)
Глава 3. Экономический аиали»
58________________	________—— 
нова экономического уравнения	№»«’ " Р’“ММ ' —
меняющейся денежной стоимости.
у Ехрл s
£{Ж)*
где Ехщ - расходы в А’-м год.; Rev* - соответствующие пм.ир^
^£*4. уравнение требует сохранения не ежегодного б л „с„. ,
баланса по сумме всех лет эксплуатации AJ •
Применим это уравнение для определения доходов, компсн.	?х
логи, которые в соответствия с (3.23) предсталляютс ? в ’
EeXp^/KLcap + ^laxJ^-^bin* -cdepj.	<3 30)
где i — норма процента налогов (налоговая ставка), а Выр
+£С1И) Е представляет собой годовой доход, необходимым	,
капитальных вложений и налогов. Величина < bin* есть отчнел,	л
.от государственных вложений; с deph — годовые амортнл»пн
Хотя налоговые расходы варьируются от года к году, нс	,'н
электроэнергии Lc(ax определяет постоянный год-аоА д
парный доход компенсирует налоговые расх :ы за вреы
пепле (3.29) теперь приобретает вид.
к
У’ Н(£рар~!~£нах)£	Ьйц — сйерд)
k=\
Отсюда находим
логи:
<3
нормативную цену энеиролнер,,,».	> ю
К .	_
‘ Д (Ж)*
с t8X I-t	к
Смысл
этого выражения проясняется, если в нем выдели	вязан*
ный с нормой процента от государственных вложений
г к
/
С tax =--------
* -1
А'
у Rev* 
мВ /1
*
v
- tfelUTW [	с 7
Предположим для ППл^	* ’ °
члене (3.33) МО» Ве,"’""а °сб2)0ВЫе аМ0РтимЧ|!0"мы₽ растош
’ "° чх*™ ^ирован^в!0^ *"««««. » » «!>*
выражение при брегает внх
i— а*
Г_________t_ (t-capE—cdep)	t
bc tax ~~	“ p

к
3 4 Капитальная составляющая стоимости
59
Т Л б л и ц а 3 3. Формулы ,тля пычислсиия рпсходоп, свплапных
с погашением долга по капитальным вложениям и процентным ставкам
Пяря*стр	Год			
	1 П	2-ft	з-л	А-й
Долг а начллс года с*	С	C(l + l)-cu	QH-i)4- Си(2+0	
Выплата процентов	и;	/С(1 -М)- ^1Си	-<Си(2 |-0	
Выплата основной суммы Рл С* — /*	Сц -	С„(1 -0- -I-C(l-H)	С„(1 -)-/)’ - -iC(l-H)»	Си( 14-0*Д -
Долг в конце года	С(1 п — -Си	С(1+/)»-	С(1 р.’)’- 4 (2-р/)]	
Тетерь оценим второй член. В нем содержится зависящая от времени нор-
ма процента от государственных вложении. поэтому простую операцию
суммироп ния пров-  ги не удается. Однако .можно найти простое выражение
для сум1 . приведенных затрат на процентные отчисления. Вспомним, что
выплат лга гю капитальным вложениям может производиться равномер-
но по г ^дм 1см. амортпт,ии1'’Н1гос уравнение (3.17) для Си1. Эта выплата
включает псебя погашение Р основной суммы вложений и процентные от-
числения /А:
Далее используем рекуррентную формулу для расчета оставшеюся долга
Jr
Г\ , Dk—Pk.	(3.3 6)
Заметим, что долг в начале первою года равен начальной сумме вложе-
ний С:
Г, Си К Си 1С	(3.37)
н
Dt Dx Р, C-(C.-iQ -С(14-0 Си.	(3,38)
Эти формулы можно записать в общем виде, как показано в табл 3.3 Видно,
что величина Рк выражается через годовую выплату С4 и начальную сумму
вложений С
Рк си(1 +о «С(1 0‘ -'.
тогда
К Си-Рк
Ся-Св(1+0‘-' + »’С(1
(З.зч)
Часть процентных отчислений, относящаяся к государственным вло
жен ням. представляется в виде
cbin^-^4 -~(CU Cu(l+0* 1 »’С(1 0*~Ч. (Hl)
_	анализ
Глава 3. Экон0.^е^_
п тоформулу >«»эть л₽л"**" ............................... mwp“*
к	к
у £binft _ V
Л “ . 77
60
К ..
ут 1ч
I
*=1
| j/l _!£О4
i
k=* I
с.____Н_+-£
, ЛЛ (1+0	0 +
КС
KiC
(-41)
г.	„„„ouuap пыпзжение в (3 34). окончат*
>,улу“« “рмаииов ММ зтотроэяврг»». «ЛхитМОЙ Х™ ' «пик
налогов:
__ i (LwE-ctep) _
tax ~
£ --------
. Ml О
*1
£
1
Итак, мы определили три компонента нормативное
каждый из которых компенсирует определенный вид рао	ныхе
погашением долга по капитальным вложениям
АСа₽ — нормативная цена, обеспечивающая погашеню-
вложенпй п процентных ставок;
А/с нормативная цена для компенсации фикснр
^-с tax нормативная цена для погашения нллснт на	.д
электроэнергии.
3.5. РАСХОДЫ НА ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Л»вн“3ж“^"™"" ««О"»>  - •
ТЫХ индустриальных стоан S L* жиеЛи,ая *о*»»НЧесжая . рг
t р ильных стран как раз й заключается в том. чтобы слр г ним
*«	9 БР ^В***«»*Я ЛШ иЯ)-
la >-те<тгО«
3.5.	Расходы на гоплипный цикл

вать и предупредить топливный кризис, и в этом отношении ядерная энерге-
тика, отличающаяся сравнительно стабильной ценой топлива, представляет
действительно заманчивую перспективу. Однако провести оценку стоимости
ядер кого топлива не просто, поскольку топливный цикл состоит пг многих
процессов, протекающих в разное время. Схемы топливного цикла для . IBP
н БР показаны на рис. 3.11. Представим себе тепловыделяющую сборку как
источник энергии в ядерном реакторе. Чтобы ее изготовить, необходимо при-
обрести Делящийся материал. Время изготовления следует рассматривать
как время задержки, оно составляет примерно 1 год. Свежие твэлы в ДВР и
БР рассчитаны па срок слу жбы от 2 до 5 лет. < >бычио раз в год проводится
перетру ка. при которой обновляется определенная доля топлива в реакторе.
Облученное топливо помещается в охлаждающий бассейн л выдерживается
там около п та (время выдержки). Затем оно складируется либо отправляет-
ся на переработку. В задачу переработки входит извлечение из облученного
топлива .ллшцегогя материала с целью возврата его в реактор. Отходы пере-
работки подлежат захоронению.
А. ПРЯМЫЕ РАСХОДЫ СВЯЗАННЫЕ С ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ
шперцалами выдержки и псрер.
Рис. 3 12 I’.icnpi-деление расходов во вре-
мени на типичную топливную партию


Рг ходы на эксплуатацию АЭС принято относить к количеству топлива,
обновл -мого в реакторе при перегрузке. ?)то количество топлива будем на
зывзт циничной порцией или единичной партиен ТВ<. I I.tiiomiihm, что рас-
ходы не переработку и изготовление такой партии необходимы в течение не-
скольк. лет Например, в . IBP с типичным трехлетиям периодом пребыва-
ния ток шва в реакторе и годовыми
период цикла единичной партии
составляет 5 лет Таким образом,
при расчете экономического балан-
са необходимо учитывать распреде-
ление f*i времени расходов и дохо-
дов. отнесенных к единичной пар-
тии 11а риг 3 12 величина F отра-
жает начальные расходы перед за-
тру »кой в реактор Сюда входят
покупка урана, обогащение топли-
ва и изготовление ТВС Величина
В показывает расходы на после-
дующие операции (/(ращения с облученным топливом (транспортировка,
хранение либо переработка) Распределение операций внешнего топливного
цикла во времени показано на рис. 3.13.
Рассмотрим экономический баланс в расчете на единичную партию. Ее
доля в полной загрузке примерно равна доле ежегодно вырабатываемой
этой партией энергии при работе реактора. Можно вывести формулу для нор-
мативной цены за электроэнергию, компенсирующей расходы на единичную
партию ТВС. Для этого требуется:
I)	определить все годовые расходы и доходы, относящиеся к единичной
партии. Доходы, конечно, будут зависеть от суммы, вырученной при прода-
же полученной от этой партии электроэнергии.
2)	найти значения расходов и доходов, приведенные к моменту i н-р\ хи
партии ТВС в реактор (или к любому дру тому моменту);
3)	составить уравнение баланса приведенных расходив и доходов
4)	решить эго уравнение относительно нормагишищ цены.
Рис. 3.13. Схема расходов hi тг-лявирп «врп ю
1 — добыча и переработка урановых руд: Я-выпник т : , us •totTWf1* •	> w
обогащение; 4 — приобретение плутов кя;	Т1МСФ В- Ж
дерзка облученного топлива я реакторной тримжш*; ! - •-»!•	♦ ,
9-выдержка облученного топлива ад ирщламн АЭС. ft — вфн«*> •
//-прол1Ж1 мвнщггося илвфаив

Рис АН Спив
»иов им» •

•|	I _	.
-г
с 7	z—7—;
Вренл, 2cdif
Рассмотрит 
из Лг партий ТВС. Г1|	и
рабочее время пребыв.	»
реакторе составляет V	мя ш-
держки облученного 1 ал
время верервботх м  то
ДОХодотпродажи электроэнеогий ™ Т*** Ирт1”’ ТВС' ‘/d 1	11,11,1
нативная цена электЕ2™ * Партпн Р«*« V.	пор-
® гж.^ м Чтс
"•'чл'-а. пользуясь схемой на рис 1 И
fU+0M--------2______ (ИЗ»
Теперь легко составить
±=JL1L_l LbE/N
/Т ►	I '	—
LbE \
Решение этого уравнения относитетыю
Н0Ситель«о нормативной цены ИД»
। _ В
ь —
£
<3.441

0+п*
Б. НАЛОГИ, ОТНОСЯЩИЕСЯ К ЕДИНИЧНОЙ ПАРТИИ ТВС
В некоторых странах расходы па топливо рассматриваются не как эксп-
луатационные. а включаются в категорию капитальных затрат В этом слу-
чае требуется обеспечить дополнительный доход па компенсацию налогов,
связанных с топливом. Введем нормативную пену электроэнергии (ят
при условии компенсации этих пн логов из расчета на единичную партию
ТВС. Тогда годовой доход от продажи электроэнергии, комненсируюшеГт как
прямые расходы на партию топлива, так и налоги, должен равняться вели-
чине (/.fc -Wt,inx) /: N. Составляя снова уравнение экономического балан-
са для приведенных величин, имеем:
(Ц-f-tfr tintj BfN	lax) E/N .	-РЦ ;я>) f//v
(1 0	1 (I i <’)*	(i + ,)t
/(I	f‘)M+ ------5------1 T.
(I ' i),ll+N
Вычитая (3 13) нз (3.15), получаем:
£, tex E N  >•	4-	4*.., 4-	  ;
04-0	(i+O1 v (i+oN
(3.45)
(3,if>)
Теперь задача ыключается й определении приведенной величины налогов
Т Учтем, что налоги вм1м,’1ются с доходов с учетом амортизационной скид-
ки Пре норме налоговою процента / и амортизационной скидке I) выраже-
ние ДЛЯ Г имеет ВИД:
Т /{доход скидка] t	—— 4.
4-	vl~fL 4.... 4. (<£ь
(I О* ’	(| н)*
(3.47)
где (L,	Е Л — Годовой доход от продажи злекгроэпергпн. Путем
простых преобразований подучим
T-t^ + L,.,.,) Е .V) -D1 [-L- +	+... + -1_н ] О «а
Подставляя (3.38) в (3 46). приходим к уравнению для величины £Ь1„
L- “ EIN [ 0+0 + (i+v + - +	“
ЖКь+Ц...1^1-01 [	+ (ЙД7 +  +	134"
решением которого является выражение
I-ь	EIN 11{(Ль + Ui) -D|	(3.50)
или
t..., -^-(L.-DUlE).	(3.51)
Величина LbUX зависит от вычисленной ранее нормативной цены, ком-
пененрукмцей расходы на топливную партию Lb 13 14). и сиответствутей
годовой амортизационной скидки D, которую следует определить Поедет-
^ffryq,

ЛГКИЙ ЛНдЛиЭ
3 ЭКОНОМ^4	------_
Глав* ** *
—~~~----- шмаетсЯ пропорциональной
ияя обычно ^'ctbv электроэнергии на од.
’одопомУ ПР0’’^^: Средняя величина этой
иЛопливнуюпа^	Вполя ^^„„y
энергии сост‘^ " затрат за время жизни ра.
^Tl|3alSa D Р »^'5:
боты реакТ0Ра и р
(3 52)
р Dep Л
(3 53)
Величина I
менн. Мы примем тн
рнруется рис. зло.
1ую партии	H М0ЖСТ МСИ 90
^г/.да^х’т,оч,“0'‘от₽"ян-г’юп’
Теперь подставим
муле
(Ш)
иер^Д"*-' ’
„ В 54) в (З-’П. что	'<И’
(3.44). (3.53) и (*•<*/
8
HI+«•)“+—
t
Lb tax — . ,
t_____
(1 HI
в
Итак, мы получили два компонента нормативной пены	Ч
из расчета компенсации расходов на топливную партию Lh
мые расходы) и LM„ (учитывает налоги) Обща ч порыл г о он
тывающая полные расходы на топливную партию, равна о м
компонентов Lb — Lb t8r
В. НОРМАТИВНАЯ ЦЕНА. КОМПЕНСИРУЮЩАЯ РАСХОД*
НА ВСЕ ТОПЛИВНЫЕ ПАРТИИ.
Проведенный выше расчет L>, -Lbux можно нсйольаова . и»ей*
шем анализе проекта реактора. Однако иногда возник с,
зависимость нормативной цены от номера топливной партии	йлЫ!°.
№*£ 76 "(!*
активной
не вменяется
epens ( годц
Рве. З.|6 К расчету ере;
•** тоядиааоЛ oJCT.vt
Ше* стадмьчгтм мектромир-
т«» lbr~mN - арена ни
л» облучнпя пжашммй
Щргжв: т — aowr-p юпла
яартшп
3.7. Иллюстративный пример
45
iiieproiipoii3BoacTBo от топливной партии в начальной и конечной загрузках
н в равновесном состоянии не одно нто же. ?>го обстоятельство следует \ чи-
тывать при расчете средней нормативной цены электроэнергии ч все время
жнлнп Лг)С. Для этого запишем равенство Дохода от всех партий сумме
ЮХОДО1! от каждой партии и соответствии с рис. .3.16:
(3 56)
где И - число партии ТВС; /:„1Н—’энергия, произведенная партиен с
номером т в лм году. — время начала облучения партии, Решением
уравнения яиляе|ся выражение
3 6. ПОЛНАЯ ЦЕНА электроэнергии
(3.57)
Полная нормативная цена мектроэнергин. необходимая для ком пенса»
т ни капитальных ытрат. pat •ходов на топливо и тксплуагацикь представля-
ется в виде суммы
tuhil	h»i	hii 1
где
^•г 1«!|	^*Глр	1п|	•
ОН f-Ь ’ I'btuf
а от — нормативная цена, учитывающая эксплуатационные расходы
3.7, ИЛЛЮСТРАТИВНЫЙ ПРИМЕР
Приводимый ниже пример не должен гоплвлгь иллинию высокой точно-
сти всех подобных расчетов и преследует цель дать качественное представле-
ние о величинах.
А РЕАКТОРНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Л BP I С* । п«
р€*рабигмн|
Электрическая мощность, МВт	1300
К<>»ффмцн н: нсипльювзиня мощности
%.................. . .	70
Перегруючный интервал, год	I
Время жизни, год .......	30
Вргмя зад» ржки и переработки, год	I
3	3<к. 1W3
ВР li w'ire-I
ЦМЙ П 'рЩиГ |
ЮОО
70
I
J0
t
Глав9 3. ЭКОН0М-^ПИЭ
«6
Торпе мя
Ахтя««|Я
30)13
зона жм’про
ниюжспи
Ьс*о^ч
> ,,<в **<Ч»
И »»одстц
Число партий ТВС (кратность перегруз-
Годовая потребность в «а.тая т ^
Требование к обогащению (Ю
работы разделения в год)
Количество плутония, кг/год.
загрузка .........................
выгрузка................. 1	’ *
Количество тяжелого металла, кг, г д.
загрузка .....................
выгрузка ..........................
•	Малая (короткая) тонна - 907.2 кг.
•	• Отвальный урон обеднен ДО °*2«
3
240
М5
о
215
33 300
31500
о	2	5
6	0	0
0	0	0
1180	0	0
1410	160	135
12600	9.160	8480
11600	9150	8290
Б. ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ
Доля государственных вложений при норме пРш1и1ТД1^2?.г’’ У
Доля акционерных вложений при норме процента (без учета ”Н<И*
Доля фиксированных расходов в обшей сумме капитальных
Цг.
ОД
П
Экономические данные
Налоговая ставка ....................
Цена Ua0e, долл/кг...................
Обогащение, долл, за единицу работы
разделения.................... .
Цена плутония, долл/г..............
Капитальная составляющая стоимости
электрической электроэнергии
долл/кВт . . ......
Эксплуатационные расходы.
долл. кВт (эл.) - год:
фиксированные ..............
переменные . .
ЛВР (без		г« 11
рср1ботжн)		wt «а. •
0.5		ю
88		
100		
		10
8Л0		1000
13		17
Актам
Стоимость изготовления, долл,кг
Стоимость транспортировки и хранения
облученного топлива, долл кг₽
Стоимость переработки, включая транс
Ж1” ." . ““I—е
юм fcxefo-
•-ШОЛС •
ЮМ
150
150
600
600
ыю
НОРМА ПРОЦЕНТА
" 0.045
В. ЭФФЕКТИВНАЯ
' = «. +< - <0.55.0,025; + ,о.45.ол.)
г. ВЫПЛАТА основной суммы и
МЫ И ПРОЦЕНТОВ по КАПиг
капитальным вложениям

^с»р ==С /Е.
3.7. Иллюстративный пример
67
1,01- 10’| долл.]
Е
Расчеты для ЛВР
С 800 [-да1;| ].1300 10я {кВт (^.)]	1.04-10’1 долл.];
|_кВт(эл.) |
0,046J ,045s»
(1.045s»—I)
долл
ДОЛЛ • 1 од
•* 1,04-10й | долл |Х
X 0,061
ДОЛЛ-ГОД
6.4-107
1300-10’1кВт(эл.)|-(),70-8760
6.4-10*
ГОД
С
Е
1000
ДОЛЛ.
ГОД
цент
долл.
ВО 10»
долл.
кВ: (>л.)
кВт ч
год
долл
год
« 8,0-10°
0,8
Расчет д л и БР
кВт ч
год
целТ
кВт-ч
1000- 10я (кВт (эл )| ** 1.0 Ю’ 1ДОЛЛ.1;
1.0-104долл.| 0.061
ЛОЛЛ.
долл-год
6.1-10’
. год
1000 10*|кВтГкт.)1 0.70 8760
б 1 10’
U «I IT
ДОЛЛ.
<д р
в I 10»
кВт ч
ГОД
6,1-10*
1.0
кВт '<
год
пент
кВтч
Д ФИКСИРОВАННЫЕ РАСХОДЫ, СВЯЗАННЫЕ С КАПИТАЛЬНЫМИ ВЛОЖЕНИЯМИ
Расчет л л я ЛВР
0.03
ЛОЛЛ.
долл•год
.04 10* (долл | HP
КРИТ
Долл.
0.03
8,0 10»
кВт-ч
год
Расчет для fiP
0,39
I1HIT
кВг ч
^/с
ДОЛЛ г
долл год
I 00-10» [долл J 100
цент
Долл
6.1- 10*
кВт ч
год
о. 49 I
[ кВт ч
3*

г л з экономический анализ
ГЛд9«3 J.
к .МПИТАЛЬНЫЕ ВЛОЖЕНИЯ
Е. НАЛОГИ НА КАП	(
I-c lax
A
0,50
1 — 0.50
c tax
I (1 ’
Расчет ДЛЯ
1,04.10» [Дол-1 I.
с ^‘Р	30 |год|
lax
кВт Ч 1
•8,0- 10»
ЛВР
3.5 I O’
'долл.
ГОД
0.8
цент
кВт-ч
0.50 \/ 0,55-0.025
1-0,50 Д 0,045
30 [год]-6,4- IO7
X 102
год
8.0 10»
i .045
пент
ДОЛЛ.
3.5-m’
кВт ч
ГОД
' долл
долл гсд
кВт ч
8.010» --------
0,06!
r<>!
год
IOO
1.04- IO* [ДОЛЛ )
долл.
год
= 0,36
30 |год| 0.045
дадл
год
1 045
I.M IOJaox» )
цент
кВт ч
хВт ч
Расчет для БР
ггЬр-М’10*|Дмл.|
30|год|
3.3-io’U^
I ГС1
0.50 J'0
-0,50 )
0.50
1—0.50
30[год).б. ь 10"
цент
кВтч
0.55-0.025
Долл. ‘
год
1.045 '
Долл,
•6,1-10»
кВт ч
г год
6.1 1о»[-551Д
-3.3 |(F
долл
год
IBTNT
—
1оДЛ
roi
0 061
6.1-10»
ладд
Долл ГОД
кВт ч
год
1.0 I O*{ долл ) —
30 1Г«Д]-0.045
'—---------Долл год
Додд
•I О-10* [долл |
. кВт ч
цент
мВт ч |
1045
3.7. Иллюстративный пример

Ж. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ РАСХОДЫ
Фиксированные эксплугапнопныс расходы переменные
эксплуат.ацнонные расходы-КГ1М
Головое иронмюдство m.’ickiролк-ргпн
Расчет для ЛВР
+ 1.0
am
___ДОЛЛ.
кВт ВЛ.рГОД
Долл«
кВт (ЭЛ), г од
• 13Ы1.10ЧкВт(:н.)| +
8,0 10»»
кВт-ч
год
0.70.13СЮ- 10я |кВг
1Л.)|
X 100
игл г
долл.
0,22
цент
кВт-ч
Р асч ст д л я 13Р
ДОЛЛ.
кВт( 1.1.)* гол
• 1000-10» |кВт(эл.)| Ь
6 J-10’
кВт-ч
ГОД
Долл.
кВт («л.)- п»л
0.70 ИЮ0 10я (кВт (>/г. )|
100
цент
ДОЛЛ .
0.29
цент
кВт-ч
3. РАСХОДЫ НА топливный цикл
Прямые расходы на равновесную топливную партию
я Н
"||" 1 "•/)>. •«•
JV [ (I | ») (II О’ (14 ол
Р а с ч с т д л я ЛВР
/• F (уран) -р F (обогащение) | / (л «гог(*Влен>н •).
/	240
т>Л>.
ГОД
80-10я
Дилл
т1 ,О.
4-145 10*
единица работы разделения
год
+ 33 300
кг
год
150
___________л<>лл____________
единнцд работы р»эдсл«)>нн
« 3/J !0’ додл_
. кг	гид
Глаоа 3. Экономический^
3.7. Иллюстративный пример
71
70
В (обращение с облученным топливом)
В = 31 500
кг
. год .
КГ
ДОЛЛ.
гол
11о всему реактору
Lb 0,370+0,093 +0,096 0,560
цент
кВт-ч
долл.
3,9-Ю7--------,
к ' год .1
Lb —
4,7.Ю<
.1,045+	J"(M54
' долл.
ГОД
.100
цент
Долл
Купля-продажа плутония
Активная зона
8,0-Ю»
кВт-ч
год
3
= 0.61
(И5	1.0451	1.045»
цент ]
кВт-ч I’
~Ь
КГ I
М8<) ------ -1,015 —1110
I ГОД
кг гид	I 1.045»	.30 1<р	долл. кг	• 100	.це11Т_ ДОЛЛ	
кВт.ч
5,7. HP
Расчет для БР
Стоимость топлива учитывается для каждой из трех эон релк > •'	।
ляющие цепы электроэнергии, связанные с изготовлением и яс
топлива и с операциями купли-продажи плутония, рассчитъп 1
но.
гид
0,160 цс"т
кВт-ч
Ч
Торцевая зона воспроизводства
Изготовление и переработка топлива
Активная зона
кт
год 
*
кг
год
’ 1.045»
• 30JQ*
ДоЛЛ.
кг
100
ЦГ11Т
ДоЛЛ.
12600
6= ------
-1150
КГ
•1,045-j-l 1600 |	- -600
I год I
ЛОЛЛ
кг
1 (ММ
Боковая
кВт-ч ‘
6.1-10®
год
9
цент
-L- +-L-
1.045	1.045*
3.7-10»
эона воспроизводства
__ КГ 1
135 ---- -30-10®
L.™J
о
X 100
. долл.
Торцевая зона воспроизводства
ДОЛЛ.
- 0.370
кВт-ч
кВт-ч
год
цент
кВт ч
^9360 I ~]-50
_ I I год I
ъ---------------------
Кг
6.1-10*
X 100
1,045 + 91501^-1.600
.	I год
, кВг-ч 1
год j
2
цент
Долл.
Боковая ™а в«„р0„зюзию
150
ь~
1 •‘Ч5	1.045»
0,093 -ЛЛ
ДРАЛ
ЖГ
LM5»|
. кВт ч I
•600
• 1.0454- 8290
ГОД
ДОДЛ.
КГ
8480
. год
6,110s
1,045 +
кВт-ч '
I год
5	—
I .045*
'.045» +	——
1<И5<	!»М5*
Долл.
— -0,096 Л!?
долл.
кг
1,045»_______
S.,.IO.1JS»L1
ГОД
1 ио
цент
ЛОЛЛ .
Ио всему реактору
цент
0.160—0.071-0,058 0.030
кВт-ч
цент
кВт-ч
Результирующая составляющая шин электроэнергия, связанная с прямыми
расходами на топливную партию (изготовление и переработка топлива, куп-
ля-продажа плутон ня),
Lb- 0,560 -f 0,030 0,590
цент
кВг-ч
Итоги расчета топливной составляющей цены электроэнергии для БР,
цент/(кВт ч)
Зоне	ИМ отоалгин» н игрера6<лжи	Купая Гфи А >» Ж а ОЛ у Г4М4ЛЯ	С>мма
Активная	0.37	0.16	0Д4
Торцевая зона воспрон шодства	0.09	D.II7	0,02
Боковая зона воспроизводства	0.10	0,06	0.U4
Весь реактор	о.гл	003	0.59
0.04
цент
кВ- ч
Расчет д л яБР
долл.
год
0.59
6.0-107
цент
кВтч
1.045
ЦС'1Т
• !00 -------
г лаял.
6.1-10s
кВт-ч
год
= 0,10
цент
кВт-ч
Полная цена электроэнергии
tot Н,-ар	t.v
Для ЛВР
^toi=0,80+0,39+ 0,23+ 0,22+0,61 0.04 2,29 -**”* -
нВг ч
Для БР
tot
- 1,00 + 0,49 - 0,29 + 0.29 + 0.59 - 0.10 2.76 nf,n
'[кВт ч j
3.8.	ЭКОНОМИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ И ПЕРЕХОД к БЫСТРЫМ РЕактОРАМ
Конечной целью программы пячиитиа
нне конкурентоспособных АЭС IU™ • деРных реакторов являет я зна-
ках экономически оправданного сепчйи/гл аК°’!НЫ?1^в,'1яеТся вопрос о сро-
ми. Эти сроки определяются доступными А^Ссбыстрыми реактора-
д рная энергетика на основе ЛВР лимитна аПаС8*П Wa,,a- Действительно,
помощью БР возможно широкое испоть^яГ™ КСЛичеств°* ши. н именно
^использованиевсегоУраиа При.щнииаль-
8. Экономический анализ и переход к быстрым реакторам
73
Рйс 3 17 3rtnncHMncTF цены влектро
♦игргни от цепы 1Ю* для ЛВР
.1	. К»М<И| Г"Г4»Л«”'ППЧ; Л 1КС-
ЯД«®т<пм ими« г*- гяплпьицэк, а х.м'И
Т«ДЫ1«Л ГЛ 1 4UU1 ПИЦЦ эЦ
Рис. 3.18 Гостям якийне цены «лсктро-
лкргпп мя ЛВР и Г>Р
». и уг.Н'вкчк лекажи') урлнА; Л п период
Р< чндл ««г ЛВР к Г>Р; / — пм1Я1П|||дя «пстамляю-
шон; J	экси луитлцнпнилк < 'осглмлимццям; :
КЛ(111ТДЛ|.»1ЯИ он’Г ЯП 1ЧЮ1ИПЧ
ш* важным является также и то, что при повышении цены урана в системе
Ы сохраняется возможность шл одного использования практически неся
раннчекных М1пвс<«в более дорогого урана, содержащегося в бедных рудах
н деже в морской ш»де.
Таким обратом, необходимость вводя БР диктуется ценой урана, иначе
г варя, < првымн на ею добычу. 11оследнне зависят от ресурсов урановых
руднетонмо. in и «влечения урана из них 11соб>ходимо учнтынагь также рас-
ходы ня разведку новых месторождений и иодтв.-рждеиие предполагаемых.
H i «роки ввода БР влияет и другой важный фактор — различие капиталь-
ных ытрат на . IBP и БР
Рисунок 3 17 пока швает, что цена .электроэнергии \ М с ЛВР сильно за-
висит от шны урана Напротив, тикая т.твш нмость отсутствует в случае БР
Когда yp.ni дешевый, пена электроэнергии от. |ВР ниже, чем от БР Но при
сильном удорожании урана ситуация меняется на обратную ( ледовагель-
ко существует некоторая промежуточная цена урана, когда . IBP н БР ока-
зываются экономически оправданными в равной .мере ~>то и с гь точка пере
Хода от . IBP к БР' Составляющие цепы электроэнергии в случае дешево-
го урана п в переходной точке показаны на рис. 3.1# Хотя нчложенмая кон
нслиня достаточно ясна, планирование реальной программы БР нагалкива
ется на трудности.
Во-первых, составляющая капитальных затрат дли БР имеет большую
неопределенность и может находиться я пределах от 1,25 до 1.75 от ан.тлогнч
ной величины для .'IBP, Поэтому прогнозируемая коммерческая цена элект-
роэнергии от БР также имеет большую неопределенно) гь Влияние этой не
определенности на переходную точку иллюстрируется ри< 3 !•»
Во-вторых, будущая цена урана точно щ- и шести.। Ясно лишь, что опа
будет расти по мере истощения относи)ельпо дешевых урановых unia >н и
’ Ради наглядности рисуется кл чсстпсп по упрощенная картин ., В й. щиген.
ности речь должна идти о постепенном ааодс ВР с переходим к дяухномнакеитмнЙ
системе атомных электрических и тепловых сглиний с быстрыми и о-олоаыми рсаки.
рами, работающими на плутониевом топливе Доля быстрых редкгорив яалагг а пред,
мегом сложной оптнмячанин чавясящей ог характеристик будущих ре^к. .р..и
перев.)
Рис. 3.21. Цена U30a в зависимости от
его потребления
£ ч -----------------
цена U3G5, Оолл/кг
Рис. 3.23. Цена электроэнергии от ЛВР
и БР в зависимости от цены UBOg
Рис. 312 Рост йены I
Рнс. 3.24. время л/	евро*
данного перехода от ЛВР * БР
перехода к добыче урана из бедных руд. Следовательно, для бате ?
^=Т° Пр0ГК03а нужио ”меть картину пот
на, которая зависит от количеств IRV
»кй также страдает МеткжЛ ”	"°' “
— i
делить потребности Sуране дляЛ Вр (ри? 3X“X Мощ,,ос«' • *>*"’ ™Р*-
запасам руд с высоким и низким содеожан	НсХ0Дм Н3 J; JH" °
имости добычи урана в зависимой™ ‘ ем - Рана дела>отся п
(рис. 3.21), после’чего нетрудно постоит?^ С-ммаРИ0Г0 и тр’ 1еН”я
от времени (рис. 3.22). Как подчеЕ^к ДВУ*° 3аВНС,’м с ' пены урана
существенно определяется иеногЛрана не	‘Стоимость >. .кт] энергии
жено на рйс. 3.23. Отсюда МоХ^ыХ	ЛВР’ *> « ЬР чк отрз-
вые И Г1'отдельно Для ЛВР и ЬР CooS?**10’ СТОНМОс™
вне показаны на рис. 3.24 Начяп! L00TaeT^BVKuijIe к - чч- - ом
соответствует точка пересечеиХиГкХТ^	ввода БР
3 9. Обозначения величин в гл. 3
75
11отребуются два или три десятилетня, прежде чем серьезно можно будет
говорить о коммерческом освоении БР. Поэтому неудивительно, что к про-
грамме развития БР в разных странах относятся ио-разнОму. Менее разви-
тые страны стремятся избежать затрат пи промышленное освоение ЬР до тех
пор, пока в этом не наступит настоятельная экономическая потребность. Бо-
лее развитые страны планируют средства для развития ядерной энергетики
таким образом, чтобы обеспечить своевременный ввод БР.
3.9.	ОБОЗНАЧЕНИЯ ВЕЛИЧИН В ГЛ. 3
Нормативные иены электроэнергии из расчета компенсации различных
видов расходов
Lb прямые расходы на топливную партию;
Lb taj ii.-i.toi и на топливную партию;
/м t — полные расхож на топливную партию;
L,.,р	выплата основной суммы и процентов капитальных вложений;
L t,x налоги, связанные с капитальными вложениями;
L.( t,. полные расходы, связанные с капитальными вложениями;
/фиксированные расходы, связанные с капитальными вложениями,
эксплуатационные расходы;
I |Лл1 полные расходы.
Относ ителмые величины
b доля государственных вложений;
<? — доля акционерного капитала;
/ доля фнКк нрованных расходов;
। эффективная норма процента;
it	норма процента государственных вложений;
1„	норма процента акционерного капитала;
/ налоговая ставка.
Величины, связанные с канита и>ными вложениями
С начальные капитальные вложения;
cbi0 — годовая выплата процентов по государственным вложениям.
с^р — годовая амортизационная скидка;
С„ равномерная годовая выплата основной гуммы и процентов от го-
сударственных вложений;
D оставшийся долг но капитальным вложениям.
Е	годовое	производство электроэнергии;
Ехр	годовые	расходы;
/	годовая	выплата процентов;
К — срок выплаты долга по капитальным вложениям, год,
Р— годовая выплата основной суммы,
Rev — годовые доходы.
То плавные характер ист и к и
В — расходы в конце никла топливной партии;
I) — годовая амортизационная скидка на партию.
Dep — полная амортизационная скидка на партию,
F — расходы на партию в начале цикла,
76
Глава 3. Экономическим анализ
Id — время переработки;
1g — время выдержки;
А — время облученияt число партия;
Т — полная выплата налогов на партию;
k — номер года в топливном цикле.
ЗАДАЧИ
3.1.	Автомобиль стоимостью 10000 долл. купле.» в‘рассрочку срок м „а
3 года при условии ежемесячной выплати долга под 15 юдоных.
Определить сумму месячной выплаты.
З'.З. Цена LJ3OS для типичной партии ТВС возросла в 3 раза по сравне
нию с величиной, приведенной в § 3 /. Определить чину
нормативную цену электроэнергии от ЛВР И БР
3.3.	В дополнение к условию предыдущей задачи прсдп • 1Т
цена плутония удвоилась. Повторять расчеты
3.4.	а) Почему следует ожидать роста цены плутония с рос
урана?
б) Какое основное изменение в топливном цикле IBP то
изойти при промышленном освоении БР (см § 37 и
в) Как изменится чистая стоимость плутония в расчет
с ростом мощности БР?
3.5. В расчетном примере капитальные затраты на БР во
1200 долл/кВт (эл). Определить полную нормативную и
троэнергпи.
Часть II
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ
ХАРАКТЕРИСТИКИ
Ik'fiтропно физические характеристики быстрых реакторов-размножите-
лей представляют собой специальный предмет исследования Нрипиппна п,-
пая особеншхтт. БР. лежащая в основе концепции вое и рои этюде!на,— жест-
кий спектр нейтронов, и в этом же <аключено принппипа и.ное отличие от
тралит ’’них тепл'пых р< акторов I ь-ща I посвящена ятерно-фншческнм
аспектам проектирования БР. Рассматривается применимость мпогогруп-
попой т<|<фу тонной теории Методы подготовки групповых констант они-
сывамттся в гл. 5 В гл б рассмотрены параметры кинетики, специфические
для ЬР Наконец, гл 7 содержит изложение вопросов, касающихся топлив
ною цн№1.| и параметров воспроизводства.
Глава 4
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
4.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Ядерные свойства реакторных материалов в конечном счете определяют
проект реактора, в частности характеристики сю бе ишасности и органов ре-
гулирования. физические и геометрические параметры активной юны и чс
pci них Teii.ioi ндр.1вличг1К11е и механические характеристики Дианне
нейтронных полей требуется для расчетов объемной доли и критической ia
грузки делящеюся материала, характеристик топливною цикла, переход-
ных процессов, защиты, наконец, для расчета тергораецределения и коэф-
фициентов неравномерности, необходимых в теп лот идр;ш шческом ан.>. пне
и т. п.
В *т и rial» раз с матрпваклся основы MHoi oi рупловоп диф)|> знонно|| тео-
рии. способы учета 1еоме1ричегкнх условий для решения сотл ветсгвующих
уравнений, пространственные распределения илопиосги энерговыделгния и
энергетические спектры нейтронов в типичных проектах реакторов БН
В приложении В приведены два набора миогогрунповых констант, кото-
рые можно использовать для практического решения рассматриваемых ш
дач с точностью. достаточной для сравнительных оценок ракитных фиш-
четких характеристик реакторов БН.
4 2 МНОГОГРУППОВАЯ ДИФФУЗИОННАЯ ТЕОРИЯ
Основные ядерно-физичсские расчетные методы, имеющиеся в рас норяже-
нин проектировщиков реакторов, основаны на днффу тонной теории, трап
спортной теории и методе Монте Карло В большинстве реакторных расче-
78
еские	бь-Р-
Глав- 4. Физические^------__----—



----------	> ^нпчгт да^тв°Р|ГГе’"'"- ю ТОЧ,Г<К-'ТЬ
„мипиовйе^0ЛЬН° "Р0€ТгГ‘ Uh№
wb диф4>узвоша^Р оГ)1>иа1Я!вшйй	1)Т(1 средняя длина пр. -ч-г<. 1{еГ|Т.
Физическая пр eY0Bi состоит в тем. тегМОвыделяюи1ИХ имен-
рНонов°обычно велика no Ч>«в^с/Еедрватол<^. локальные В(>зму1вд
™ и шириной каналов теплоносителя-	1СННЯХ „ейтронно! о потока
;НЯ В вространственно-энерге^^ нейтронов. К тому же размеры ак.
I та ВО всем диапазоне энерг Й“ J едкей данной свободного пробеГа
тивнои зоны велики по ^авНе"хнЮ . ^пример, в расчете многослойной
нейтронов. В отдельных задача', к	к цт<) вводят так ,ь. ч
композиции при анализе крнтлче -	1||(|х},уз110,|ная теорь Рц рс.
транспортные поправки (см. §	||)е результаты.
акторно-физических расчетд !ЯР]1Л11 MPTOAhJ Конте-Карло нот . -.уют-
Более общая транспортна Р шиты когда ослабления н< нтр \ по-
с» в основном «и решен.™ за«(<м <> 12  II „о-
«сима широк в от.тотее от тепловых реакторов < .1.
многогрупповые расчеты должны исходить нз первоначально (	чис-
ла групп в резонансной области энергий и выше (мультигру
нне). Отправным пунктом в мультнгрупповых расчетах долин
ходные файлы нейтронных сечений для материалов быстрых р	он
файлы дают подробное, почти непрерывное описание нейтрон.	ннй
в зависимости от энергий нейтронов. Одним из иих является н •	.<
них нейтронных данных ENDF/B11]. широко используемый вС1И
Миогогрупповые сечения получаются из файловых числ
с использованием численных процедур (алгоритмов), основании	п
иной теоретической модели нейтронных сечений. Эти модели в сте-
пени применимы для расчетного анализа как быстрых, так н тп  ж-
торов. Но в некоторых случаях требуется модификация расяч тн вит
мов, обусловленная различием нейтронных спектров В целом	эы
подготовки групповых констант для расчета быстрых реею	ят
Й?гпРТЯеНИе незав"С11М0 от клаеса верных реакторов (<гто <т вид-
ни из гл. и).
жительство находит свое отражение^ 7^1в быстром реакторе Это об-
уравнения переноса нейтронов- вю.азы'ЛС&°ЙСТМХ Решеиня КИнети к- го
та по отношению к фундаментально™ пр называемых высших гарм ник ма-
ной зоны довольно велика, сходимость итр^'1'"0, •течка «ейтроиов и:, актш
п емы диффузионных уравнений легче тостик ИОННО! ° процесса реигенни си-
РнаВ;“" Тепловь*^-Несмотря на	реакто
расчет ся^СТрЬ'Х реактоРсв в рамках м\ 1кти°СТЬ п₽оведеи”я Деть ьного
ственных кетрдин^	подхода, полный
ного и НЗТ’ Д,7Я этого приходится пг, -^висящего ОТ П’ гран
ла энергетических°граСЧеТа с пользованием спашГ**” * Мггодам двухмер-
РУпп (в некоторых случая^	небольш ие чис-
• ^пример, четырех).
4.? Многогрупловая диффузионная теория
79
МНОГОГРУППОВОЕ УРАВНЕНИЕ
По указанным выше причинам многогрупповая диффузионная теория иг-
рает центральную роль в расчетном нейтронно-физическом анализе быстрых
реакторов н находит широкое практическое применение. Поэтому важно чет-
ко понимать физические предпосылки, содержащиеся в выводе диффузион-
ного уравнения. Оно представляет собой уравнение баланса нейтронов,
т. е. равенство чисел появившихся и исчезнувших нейтронов. Ниже рас*
сматрнвается уравнение стационарного состояния. В случае нестационарно-
го состояния необходимо добавить член, определяющий переходные (завися-
щие от времени) процессы, которые рассматриваются в гл. 6 в связи с реак-
торной кинетикой. Нарушение баланса рожденных п исчезнувших нейтро-
нов может быть учтено •эф}ч,ктнвным множителем /е,ф в формулировке зада-
чи на собственное значение оператора уравнения.
Получаемые из многотруппового уравнения баланса нейтронные потоки
ОПредс: ГЫ С ТОЧНОСТЬЮ До прои (ВОДНОЙ константы, т. с. описывают лишь от-
носите I ные Пространственно-энергетические зависимости. Абсолютные
значения г Лтроппых потоков могут быть определены лишь исходя из задан-
ного аб< мютного уровня мощности реактора ц м. § 4.6).
Пр- юложнм. что 'Неритический диапаюн, содержащий весь спектр
нейтронов, разбит ня G групп Рассмотрим некоторую группу ц. Количество
первоначально принадлежащих этой i руине н затем исчезнувших нейтро-
нов (в единице объема за 1 <) отб ывается членами утечки (	'<!»*),
пог. ехшння с учетом реакции радиационного шхвата и деления (Х„ '1‘я,
где X X .в 4- Х>,). перехода в группы с меньшими энергиями при упру-
гом рас еянин (X, Ф г) и аналогично — при неупругом рассеянии (Х(Г<Ф J.
Замедление нейтронов при упругом и неупругом рассеянии внутри группы
в такой форме представления групповых сечений в инном виде не фигуриру-
ет. (медовлтелыю, фи шческое сечение пеунругого рассеяния «ггличается от
введенной здесь величины X»,f.
В некоторых представлениях многогрупповой теории неупругое рассея-
ние, оставляющее нейтрон внутри группы, учтено в явном виде, единственное
здесь требование внутренняя са несогласованкость сечения неупругого
рассеяния и матрицы сечений иеупругих переходов. Члены, учитывающие
поступление нейтронов в данную i руину, описывают проце-т-ы рождения
нейтронов при де lemiH и переход из групп с большими iiiept ними при упру-
юм и неупругом замедлении. Скорость генерации нейтронов деления (в
о
1 см* за I с) есть У (vX.) Ф •. Подсчет вкладов делении проводится по всем
г ।
группам, поскольку деление происходит но осей области энергий н< игронов,
ио здесь индекс g' означает. что рассматриваемая группа g исключается из
суммирования.
Доля нейтронов деления, принадлежащих группе g. есть / . и, следова
о
тельно. источник для группы g описывается выражением у 4 ('Х,)4 Ф
<* • 1
В стационарном многогрупповом уравнении нейтронного баланса формаль-
ное равенство результирующих скоростей iоперации и исчезновения ней|[ю-
нов достигается путем умножения члена источника делении на мн жнвль
i й-аф- < тедователыш, если в расчете реактор получается надкритическим
(Аг,ф > I), то фактор 1 выбирается таким образом, чтобы рдасиство, тре-
буемое уравнением баланса, было восстановлено.
быстрых реакторов
60
Глава 4. Физические основы
типовые п^рехояы за счет упругою и ц(Л ИругоГо
Члены, описывающие г|.
замедления, имеют вид
й- 1 ,,
У. -«•
1!
е 1
Г 1
„ .,.)Мег1ения>. т.е перемни > «|>у  имя в
где S, _ е характеризует	в<Т*июю .нсргетц.
группу g. здесь группа с номером	Следов.ш. ы чедлс
четкую границу, а с номером и ' цис'rpvnnw с балышг мероч
нию соответствуют периоды V • ( |!С теряст. а приобре	нию,
Неупругие	тепловых нейтронов (процесстермализации)
возможны лишь в области и •	прйетвятелыюстн си i '	uie-
Итак, многогрупповое у=» дХено в следу
НИН) нейтронного баланса может быть прадед
| -РуДгФА.Н- Н-\-	- >(1> 1
Утечка	Уход из группы
G	I ।	1	1
-—X# У	^пг-г*1’ У, ~	1
/гаф г~1 «• 1 <’
---------'	—	I.	WP. 
Источник делеияВ	Поступаете • груму
(4 I)
4.3. РЕШЕНИЯ МНОЮГРУППОВОГО УРАВНЕНИЯ ЗАВИСЯЩ^
ОТ ПРОСТРАНСТВЕННЫХ КООРДИНАТ
При проектировании БР обычные расчеты проводят в о  и» • р
мерной и трехмерной геометриях, используя соответству ющи	ы
решении многогруппового диффузионного уравнения. При и. ч иг я
идти на компромисс между порядком размерности и числам эн» кнх
HOCKOnhkV uauiAt rinit ___ lUH.lHHHOli ЦН 1
новных особенней ^^стрХ^нны^^ .......................
нейтронов в БР (а не техники инпг! Ы *неРГС™ческ11Х pi пр- няях
смотрением одномерных рёт!ыы ограничимся ра-
ния. Что же касается Э1|«>гетически*0ёп?УППОВОГО А*И|У’м°нного уравне-
то для их и пе-
ренайме на ЭВМ соответствующего я Jr ^М)рм'-кровкой задач» 11р<»граммн-
Денту, желающему попрактиковаться .’Р‘Пма И’иення вполне по си м гу-
г=»м„ри“;1Ьзуте"«"
и'й’т»"“»»•«*-
И двухмеоние if меРное решение Затем л, .Г Решения еПо дает .«по-
> «мерные (е треугольной сеткой) решёшя У' ра““отРе"ь> олн.,мерные
3. Решения многогруппового уравнения
8!
А В -ПРИБЛИЖЕНИЕ
В одномерной диффузионной теории приходится приближенно учить*
в.ггь нрострти гвенные эс|х|)екты утечки нейтронов в направлениях. нервен
шкулярных n.nipau;tei и но решения. В нуль-мерной геометрии учет этих »•(
(|н-кюв нужно произвести во всех направлениях. С этой целью используют
гакон же метод, как н в расчетах тепловых реакторов.
1 in и'МЮС1 р.шнн метода рассмотрим олноскорогиюе (т с нс шннсящгг
от энергии) диффузионное уравнение критического реактора;
О\*Ф (Г., уХ,)Ф 0.	(12)
Введя понятие геометрического параметра (баклннгл) В", уравнение пере-
пишем так
\*Ф | /ГФ 0.	(13)
Внач i.ie рассмотрим цилиндрическую геометрию, поскольку быстрые ре
акторы-ра множите in (также н тепловые) обычно расечиц.1ваются в (|юрмс
цилиндр од. ( 1едо|шгел1.по. уравнение i 1.3) эквивалентно
<?* Ф I аш . (Р Ф
Иг 1 г rk r)zfl
О.
Проведем разделение переменных:
* /? (r)Z(z).
(L5)
где R функция только г, а 7 —
шиучим
I / сРЛ . I
т(~+т
функция 1ольког Поделив (1 I) на ( I 5),
<PZ
В’.
(I 6/
Заметим, что сумма двух выражений в левой части уравнения равна коп
сташе. причем первое выражение зависит только от г. второе- только от г,
и оба варьируются независимо. Отсюда следует, что каж.ию выражение p.iu
но константе. Следовательно,
где
Таким образом
н
К k Ur’ rt <ir I
B’;.
I <IP
B* Blt
в?ф
dr1 r Or
(4.7)
( I 8)
(19)
(I if),
(I ID

Простейшие граничные условия таковы: 1) симметричность решения.
равенство нулю потока на экстраполированной границе с расстоянием Л от
границы цилиндра. В математической форме:
I) — 0 при г 0 и — 0 при z 0;	(4 12)
Jr	dl
2) R 0 при г R„ br и Z 0 при 2 Н Л (4 I ’>)
бькгрьа реакторов
82
основы
Гп«а 4. Физически
Решениями уравнений (4.7) и (4.8)стакими условиями являются функ1Шя
Бесселя и косинус соответственно. Стедователыю, общее решение уравне-
ния (4.2) с точностью до неопределенной константы есть
Ф^Д/о^^соз^.г),
(4.14)
где
(1 15)
2.405	. в
ннг^ижеине для акенл.тьн утеч-
-ребуемое приближенnt и
'-J 0.
Теперь мы можем свести Tpeoyww
кн- Уравнение (4.2) можно переписать так.
„ i д- Ф । <?Ф ds Ф
-D(—
Члены, содержащие производные по г, представляют собой ра и •• i
ку, выражение (—D
Для одномерного решения в
утечки i	' ‘1
(4 16)
1 - аксиальную утечку.
fe! ’ - -яапраменш, г выражапш дл» «I	< »
заменим уравнением (4.1!).
д//Ф a.	Ф+ (-
\ dr" ' г dr )
...г выражениеям рашалькой утечки эамеитш W“>
(1 1м
0.	(4.17)
В направлении z
так что
•-о™
а?3
Для нуль-мерного решения производные по г и г выразим ч» 1 • н
(4.11), тогда
DBW+DB- Фи-(2в—vS,) <1> -0.	• И1)
Чтобы использовать эти приближения для учета утечки не
нить величины бг и б2, которые появляются во втором граиичн	и
(уравнение (4.13)]. Эти параметры подобны так называемой эк н
ражателя, которая в случае толстого отражателя прнбли зитг. |ы
ляется как DcMr Dr, где D — коэффициент диффузии и И
цин, индексы сиг относятся к активной зоне и отражателю с
В реакторе-размножителе активная зона окружена зоной воспгюи «йот- гва
"" которой KO^UIUKHT д„ффуз„„ пр»ГиД„“"ьН" п”<Гж5 к к >-
раш"" °Й “»;,ср™в“й'“п I'"3 ‘ *"*»'» ₽«»“ •« 1I™ • • “нг-
соответствующе1?мед|?аннойэнеоги1(Рн₽йНерГИ" НсНТ₽°нов ОК(М" |и'' К,В1
эффиииент диффузии экрана примерно раХТ? С"еКТрС рСЛКТ(,|>а Ы1 * кО*
0,003 см-1. Это приводит к значениям w к ,3 Mtce4eHHt ”ог •	я~~
Эффективная величина 6 меняется с'энёог?^10г20 “*
делящегося материала в зоне воспопн^!? 1,16,1 нейтронов и с на. и
значение & для быстрых реакторов надо пп^М‘ С-1едовате-1ьНо. н дящсе
™1"Н»У?ПОВЬ1Х Ранетов сРсравнения результа-
здесь В -приближения. На практике это nnun”0” утеЧкой и Расс’" 5 ' ,ноГО
кН«°пА0 20 См Для сРавнительно широко™ Ваднт К значен«ям А в I. делах
^омыСпяТгОВКИЛОЭЛектрои-°ВДьт доР1 К ?Па30На э»«РГин (от н- . коль-
формы распределения нейтронного поток ^я?”аЧеНИЯ * можно оценить из
(.как показано далее).
-vZ,)<I> 0
4 3. Решения многогруппового уравнения
Б. РЕШЕНИЕ НУЛЬ-МЕРНОИ ЗАДАЧИ
Решение нуль-мерной задачи проще, чем одномерной, из-за простого уче*
та утечки. По этой причине эффективный коэ(|х()пцпепт размножения А,ф
получается без применения итерационной процедуры, что невозможно в
одномерной задаче.
Заменяя член утечки — /)дД-Ф7 в уравнения (1.1) выражением D В'Ф .
как обсуждадссь выше, многогрупповое уравнение ншпсываем в виде
.	g-i
*7“ ^g \	(,>Г +	+
К ill)	•••*
в' I	л'- 1
Я' I
где
В} П\ I-Д’д	(1.21)
н
3 “«Гц 3 ^irg'	(4.22)
Д1Я определения потоков потребуем пыполнения условия
-J- v (vs^-a^- 1.	(1.2D
м g^(
Н inoMKi M. что величины Ф< определены с точностью до пропавши пой
код , ,шты. Используя (1 23). получаем уравнение .тля первой группы:
D| Bi Ф,4 L,i Ф(“ —7j У (vS,)g- Фв» Xi* (4 «0
k*t> г",
Гдннстш иной неизвестной величиной в этом уравнении является Ф,
которая находится немедленно.
Уравнение для второй группы:
£? В\ Ф, Sfi Ф; Ха Ь *l’i Т2»,|_»э •I’j.	(4 25)
Поскольку Ф| уже определено, находим Ф,. Аналогичным способом получа-
ем все последующие значения потоков.
Определив все потоки, воспользуемся уравнением (4.23) для нахожде-
ния величины
с
f i
Подчеркнем, что это решение нс является итеративным, ибо полученное
значение совместимое условием источника делении (4 23).
В РЕШЕНИЕ ОДНОМЕРНОЙ ЗАДАЧИ
Цилиндрическая геометрия (радиальное направление)
Ниже получим решение одномерного .многогруннового дшрфу .1шнишч>
уравнения в виде, используемом, например, в программах расчета нейтрон-
ных сечений, 1 DX 121 и 5UNX |2|. Существуют и другие численные епиобы
решения одномерной задачи
85
Глава 4-
„ пых pee«T°Po&
быстры* г „______
оСНОВЬ»
л
к
Г = 0
Рис 4.1. Расчетная
Sv *
Л'


з по рз-
одномерной
сетка
,Н1М разбивается на А ни-
р,дйус 11,,л,’Н?;₽ткн. как показано па
Гпов расчет”0”	узловые точки
терВ‘?1 Заметим. ^«Хвалов ‘• ушест-
Р"\ежат на гРаИ"'^емы. ^есиечнвающие
ют	при Расположении узло-
точность npi н !ТерпаЛоп и в
иых * точек ня Е^ннп'‘чнсленного ре-
"р;"к«, ...«.и у-....™
”|е1П,я 0bS через ’ фу нда мен та л ьно* pen ie-
представляют ч<!^ф • __ и !и!Тсгрн-
”"е уравнения	н
ру,от по каждомуэ сеткОЙ j	кп
&• з^'“СЛ-1Яи,"'Т₽"
яда^»№ы,ых	1ОВ-
Шлее индекс k '’^^^ргетнческих групп
„ ,h . [• фЧГ
_ I pt V« Ф* dlZ + \ U& I
« S к
к	I
f у V (*2$, <I>PV + J 2	’
к «=’
BgSSSeSSSSS
упругого8II неупругого рассеяния.	*
‘ Используя теорему о дивергенция
••’эф
Му-МГ (DV'VdA
н оценивая производные в промежутке между узловыми точками Н- 4 '
ф*_ф* ’	й t»£
-JO>tV«*.dA !3.-...A-h>-t-4-r-DJ‘+‘AA*
"	.	|4 28)
Отрицательный знак перед первым членом в правой части и. ч- л |Ь‘
ку выражение УФг/А отрицательно (тогда как аналогична
V<WA во втором члене положительно). Разность Ф’ Ф, ’ в I
не описывает «приход» за счет источника или диффузии в нн.ерв с около
точки k, тогда второй член должен быть положительным И описывать исчез-
новение или утечку из этого интервала.
Коэффициент Ds — эффективный коэффициент диффузии mi жду У3*
левыми точками k — I и /г; он определяется средним по объему ячей- I мак-
градского. ТЖМи. 1ерХТТВС,1Н0Й ЛктератУ₽е бается теоремой I а усга Остро-
4 3. Решения многогруппового урвоненм
^екоиичееким транспорт.,ым
есть выражение
сеченном ★‘trg
Результатом такого усредне
fir*
fir* 1 Vfr ----- .
—, '	g 6? I I
(И 1
НИЯ
v*	J
Hoc KO-
TO
I)
-If
пли
___1
Pt
i. k
1________hr* 1
nt 1
!	5?
/ )f: 6гл " 1 +
в
’ + fir* )
1
0* 1 П*(Л'*
n* 1 hr* |-Dprfc
Площадь
2 nr1'
(r*
где H высота Ш1ЛНИДР«. ” J’*	‘){Ы M
аырлженнем и oil-
предан» “ак
(1.30)
। -)«| Ц ли* //.
на единицу длины, деле
•ннын иа я.
? V, ф-..	<13-)
L •« 11
g 	1
. -э п пбтЛ’МО японки н и<'
‘^”иП 75'д	“ <и7)*
ч 1
г*
Xr
Прсд|и
ПОЛЬ ту я П 1
находи'*
/> ».».2г‘ ы®
С
1
< »
, 1.1ГДЯ постоянство
ученные выражении
Ф*-Ф^
г -
п в
„ЛИ после пер.-.руппароакп члекоо
-• 1 •_	- 11>;
I k '
02K)
4>д Г
О/ ',-2гн1' -77
1 S* <l<v* S»v
2г* 1/2	1
I.»----------г I
г г 1
,., аг»1/3

I
t
k , 1/2
Ф 1
Л
Л
p; fi ; v*
Далее введем переменные
a* a D*
« *
|Рм гХ‘ча; *
с тем. чтобы уравнение (I
а1 Ф; г*
< «
l.fc
2? 1,3 -
r* r* 1 ’
B-, v* 4 ™
V*
(4 29)
I.S3) „рщлрело
А. р;ф;- а;--’’Г s.^-
Далее рассмотрим г Дп.ч„ые устовп»
•	4’ П ftnv
И обычно нсноль
О при г 0;
2) Ф 0 при г R ।
i I Ни
дуемой <|х>рме
основы
быстрых реакторов
Глава
4. физические
86
Manivc поверхности) реактора;
где /? _ геометрическая граница (WJ< Р
транспортная длина св^°го "Р j рассмотрим ннтервал слева от
Для использования граничного W	. Граничное условие
центра (А <= 0). равный по ширине	члегг „ первая ч;кТ[1 Вт*
удовлетворяется, если по.юж и о компенсируются. после чего \pantfe.
пого члена в уравнении (4.33) вз .	_р.
пне (4.33) можно представить в следующем
пли а| = 0, н
(1.37)
Для использования граничного условия 2 введем узл вун т ’ ч V -р I
на расстоянии от 0,71 справа от внешней гряничнон поверх к1	по
требовав, чтобы ф^4-| 2= 0*. Расстояние мсжлу углами V и А Г пню
(1/2) 6г" + 0,71 Afr.
Величина а£т1 (для определения |Г) есть
дг * । л V
ад 1 _ Ол------------*------,
& S (1/2) 6гл -РО.7|Х/Г<
где R = rN 4- (1/2) 6rv. Так как ф£ -| = 0. уравнение (4 .	1НТ
р следующее:
1.38)
Эта система многогрупповых уравнении может быть представ 	p,i4.
А Ф С,
где А - квадратная матрица с числом строк (или столбцов), равш м .
| Р1-а;
-afPI-a?
а*
А

—aj Р
а’
—а?
О

0

'
₽о-'
ваемойЛ»,ИНа ЭкстРаг>оляии
емои из полученного
Раи«'решеннОяТЛИЧаеТСЯ
нУль мерноТ^ДГ1^1,ующ*й Длины 6. оцени-
4.3. Решения
многогруппового уравнения
87
а величины Ф и С — векторы с числом компонент NG:
Ф {<!»}. •!>;,..., ipv, <р«, <1>2.ф*.ф* •.ф*];
С {81 и1. 8? у’...5'У VN, S{ v\ 85 А, ..., 8* и»,..., 8" 1 vN
Решение можно представить как обращение операторного ураннения:
Ф Л 1 С.	(4.10)
Получить решение можно с помощью итерационной процедуры. Для ее
построения определим величину, описывающую источник делении:
•V G	N в
F - 1 Fg- У. v (vS,)*. Ф*,о*.	(4 41)
*“l в' ।	*““1 S' I
Необходимо обеспечить сходимость эффективного коэффициента размно-
жения k и распределения потоков ф£. 11роцедуру начнем с задания некото-
рого распределения <1»'. для подстановки в выражения для 8* н F Обычно
в качестве такого начал! кого распределения используют не зависящий от
пространств* иной к* - рдин.пы спектр нейтронов деления у (см. гл. 5.3).
Н"пые зи тчения потоков получаются на уравнения (4.40), Они использу-
ются для получения потно шлчення F Таким образом, в каждой итерации
вычисляются и< лыс шачення потоков и источников делении. Чтобы вы-
яснить q процедуры, рассмотрим итерацию с номером v. в которой были
определены патоки и на их основе получено значение F*. Коэффициент раз-
множения в следующей итерации Афф1 определяется как отношение после-
дующих значений величины F
I-1
Х>	.	(4.42)
l;v
Эффективный коэффициент размножения в очередной итерации получает-
ся умножением его предыдущего значения на новое шанские X:
А'* 1 JK Xv+L	(4.43)
Это значение А,ф вместе с новыми значениями нейтронных потоков ис-
пользуются для определения новых шачепий членов источника (5<)v4‘,
в свою очередь необходимых для следующей итерации.
Сходимость решения о тачает, что потоки и источник деления F с ростом
номера итерации стремятся к некоторому пределу, а величина X к едини-
це. Критерий сходимости определяется следующим обра юм
|1 Х|<е.	(-1 И)
Он определяет номер итерации, при котором итерационная процедура пре-
рывается. в зависимости от заранее заданной точности расчета А,ф
В практических машинных программах, например I DX, используются
более сложные вычислительные схемы, обеспечивающие ускорение сходи-
мости Идея ускорения состоит в следующем. После нахождения по описан
ной схеме очередного значения члена источника делений (например. Ff‘)
в него вносится поправка, пропорциональная разности последующих шачс
ний:
£* i Fv Ц f> (/ ) '	F'),	<4 4 »)
а затем проводится нормировка F*'1. как и в схеме бе i ускорения. К < >
ниент пропорциональности (верхней рс аксацни) J5 выбнр.ич< л в пределах
1 < 0 < 2. например в программе 1 DX (4	1.4.
88
Л ₽ские осно*ы быстрых реакторе.
Глава 4. Физические ____
Геометрия плоских слоев
„п Пгии сокращения будем говорил. и ,<.< к;1Я ieo.
Геометрия плоских слоев р< Д	I। ц акС|(а.ШЮм направлении I дК(|
метрик») удобна для 0ДН0М,‘;'Ркой геометрии появляется в -hpvy i.lX u
™»’“ ж ;чЯ'даТкХе Л: п
CSU4Z(®«W........................*«*"*•"*.....".........p,:'h-
тора. Тогда
ДА- I'* Л/?
|/* л№ I
М 30а)
11 31а)
Заменяя W членом № в выражении для О*" ’• к. вместо (I 33) гг у чаем
.	. .	»	I. Л	м‘ . А • 1
+	№ 4-2^ 6?) Ф| —-	ф$ 1 “5} Ъ. (4 33а)
В плоской геометрии
а«
г1'-?-'
(4 3|л
< s>6 ;	| ,fe
5’6г’;
( I 37a)
Л' 1 ।	
=--------------------------
(1./2)ЙгЛ| 0.7 IL
U 38a >
Г. ДВУХМЕРНАЯ ГЕОМЕТРИЯ
С треугольной ячейкой
клЛ^.ХМСр,‘ая Геоме1Р«я с расчет к сет*
по1к^ДеТ₽еуГОл‘шых ячеек	нс-
(но не СЯ Д1Я Расчета быстрых реакторов
X 0В0ДНЫХ) Эгосвяин. .. у Атт-
тепаовымхий^ ге*^агонаяьной структуры
ров* хотя эквия Сборок быстрых реакто-
быть построена на'х^™^ СХеМ® Ж>ГЛа
изтамнА-.|*лн,а0>3'1овой wre с коорлн-
С,'мметричнын по форме быстрый оеяк-
!°Р в гексагона тьнпй ^ Р Р
быть представлен 1	!™««трии м жет
пая зона н экран) Р Частыо (актнв-
—^Ран). Радиальное рас предел-
гексагональнцхХ/л?_ *спол«уегся для рлечета
3°вых реакторов НТСрЫСОМот*“,,еР*тУРн“* га‘
* fe <
4.4. Объемные доли и ядерные концентрации
09
пие imotiiuctii тепловыделения часто представляется в аналогичном виде,
т. с. Д^'4 клждо|’г I'CKcaroiiFi.ibHoii сборки в сектанте активной зоны и
экрана» Примеры такого представления даны в § 1.6.
Пример сетки в виде треугольных ячеек (с нумерацией узлов Z
1.2,3; / I. 2, 3, I), покрывающей два правильных |цестиугольннкя.
пок.'нан на рис. 4.2 Узловые точки с координатами о, /) расположены в
центрах треугольников. Расстояния между координатами А г н \у суть кон-
станты. 1 ранины раздела ячеек обра цюг постоянный «ра 1мер иод ключ» 1Г
Высота ячейки, как видно ил рис. 1.2, равна IV' 2 Ширина ячейки опре-
деляется исходя из площади правильного треугольника:
Ах Ар 1 ---------(4 46)
2 2 Уз
Таким обр । ом
Полагая х, и у, рапными нулю, получаем координаты границ ячеек:
(4.48)
.. ti u’
Hi 0 Чу.
(4 19)
4.4 ОБЪЕМНЫЕ ДОЛИ И ЯДЕРНЫЕ КОНЦЕНТРАЦИИ
Отправным пунктом прогк 1 прованпя ядерйого реактора является опре-
делен к е объемных долей / и ядерлых концентраций N Эти величины долж-
ны быть пай и ны ля кажд' й области активной юны н зоны воспроизводст-
ва Оргаш- регулирования размещены но всей активной зоне, и па нервом
этапе рагч. т< в можно принять гомогенную модель ( т. е. условие однородно-
го переметив.шия всех материалов в подзоне постоянного обогащения)
В быстрых реакторах тепловыделяющие стержни, образующие сборку
гексагонального сечения, располагаются в соитиететинп со структурой тре-
угольной > чейки Такое расположение обеспечивает «плотную» решетку. а
следовательно, ведет к увеличению объемной доли топлива и меньшим раз-
мерам а ктняцон юны По этов причине расположение стержней в форме квад
ратной ячейки в ВР было бы невыгодным Ранее отмечало* ь (см. гл. 2), что
за счет \ менынения размеров активной юны при фиксированном количест-
ве топлнна м >жпо уменьшить обогащение, т с. гагрузку делящегося матери-
ала.
Напротив, при фиксированных размерах активной юны отгружу деля-
щегося материала можно уменьшить, увеличивая обьемную долю топлива,
что дает выигрыш в коэффициент воспрои июдства. (.ледователыю, увелнче
ние объемной доли топлива bcci.t.i желательно Типичные шачення объем-
ных долей. "о. материалов в Ы I находятся в пределах;
Топливо	........ «1 •)>
li^TpuH ...	.	...............36—46
Сталь	.........., 15 20
В,С............... .................12
Стандартной ячейкой для расчета объемных долей материалов в ЬР яв»
ляется сборка. Объемные доли вычисляются отдельно для тепловыделяю-
щих сборок, для сборок радиальной юны воспроизводи тва и для сборок снс-
Глава 4. Физические основы быстрых реакторов
90
Рис. 4.3. Повторяющаяся ячейка (I 12 часть сечения сбор.
К Н) •
Топливо в ториевых зонах
темы регУД1,РТ'м .ст форму таких же таблеток,
воспроизводства нме	^том	сго о6ъ,м(1ая до>
как и в активной зоне.
ЛЯ одинакова	п0 о6ъему активн и зоны,
доли можно	0ВЫЛеляюших сборок и cfx>
3"ЯЯ К°4^ы^гу«»фования. В более сальных
рок системы ре .	йт »« "° «с объему,
расчетах УсРе^’с’П’^4 активной зоны. м самым
а по К0Л^еВр0СТранстве11Ное распред- орга-
учитывают пР ря Наконеи, трудос^ о нал-
нов регу-н Р‘  моЖНО прове ыделяя
fe“„,aTX карт “у рзелре.^""" ?“•"»
сборку « учитывая равную
модели гомогенизация их сбо-
рсделси
К фтину
штора.
каждую
во всех трех направлениях. _
рок не требуется.
По высоте активной зоны и зон воспроизводства । г>
однородно. Поэтому для расчета объемных долен достаточ
распределения материалов в плоскости, перпендикулярной
На рис. 4.3 показан вид сечения для 1 12 части тепловыд!	>ркц
Верхняя внешняя граница этой ячейки проходит в середин.
сборками. В расчете предполагается, что топливо распределен	рно
во всем объеме внутри сборки. Чехол сборки, оболочка твэл  ншю»
пирующая проволока (или решетка) состоят из конструкци	риа-
лов. Часто в качестве таких материалов используется однотипн	- ©•
щая сталь. Все оставшееся пространство между твэлами вн\ ркм н
между сборками заполнено натрием. Полезные геометрически^ и и ння
для проходного сечения натрия в тепловыделяющих сборках р- , [>Н
описываются формулами (9.31).
При переводе размеров изделий, входящих в ячейку . в о61 ч ш на-
=."°; -;=
ИЗ нержавеющей сталщ Температурный коЕеР’ ЛНаметР твэла с 060ЛОЧКОЙ
р • р ын коэФфициент расширения < тали а -
L dr в интервале температур от 20 до SOO °г
туры оболочки при работе на потнпй * Ш"ЧНОе значение i - мпера-
Диаметр оболочки при переходе от ' МОЩНОст,0 примерно равен 2 IO- ‘ К
ЧИТСЯ примерно на 1 %. П.щщадь сечен температуры до 500 С увсли-
ная доля конструкционных материа топН.060*04101 С1едовательн< объем-
оЕ^ЪеММЯ
«го	no"",,,e	пмтно-
товления теп товыт3'18 "° Всему внутреннему^°1иородного «размазывания»
сти при kShSV СТеР*ней тоП7{;в^МУхтеЭЛа- В "Р°11ессе
емпературе помещают внмтп.таблетки заданной плотно
ВНутРь оболочки. При этом обра-
4 4. Объемные
доли и ядерные концентрации
91
зуюгся зазоры между соседними таблетками, а также между каждой таблет
Koii и внутренней поверхностью оболочки. В процессе работы реактора может
происходить дескрипция и растрескивание таблеток. Для расчета плотности
ядер топлива все эти подробности не нужны. Необходимо лишь знать объем,
отведенный под топливо, и массу самого топлива. Иначе говоря, расчетными
параметрами являются внутренний диаметр оболочки и размазанная плот-
ность топлива при работе реактора па полной мощности.
Проектировщиков интересует также понятие относительной плотности,
в процентах от теоретической плотности. Смешанное оксидное топливо в ре-
акторах 1И I с содержанием 20 25 % РиОЛ в С()а имеет теоретическую (в
кристаллическом состоянии) плотность около 1 ] г/см* и может несколько ва-
рьироваться в зависимости от отношения Pu/U п стехиометрического состава
(т. е среднего числа атомов кислорода в одной молекуле, которое варьиру-
ется в npt тах 1 2 % около шачеппя 2). Проектируемая плотность топ-
ливных т/ сток обычно составляет примерно 95 % теоретической и m не-
сколько ш-‘ «в Рдзмязаиная плотность лежит в пределах от 85 до 90% теоре-
тической.
Плотность ядер материала типа т получается in соотношения
N.	.	(.1,50)
где Vm плотность ядер, ядер ем1*;	— объемная доля; рт— плот-
ность. г	Молекулярная масса, г (град-моль), Л/л 6,023-10“
атом (г-ма ) число Лпоидро; ,-1 — атомная масса.
Нерж -юта я ст.» и. представляет собой металлический сплав элементов,
таких хак желею. ннк< ь, хром. поэтому для определения их ядериой плот-
ности необходимо исходить из плотности стали, умноженной на (пноенгель-
ное (п<> массе) содержание денного элемента
При J-  чете п. < и пости ядер топлива необходимо прошотятьскторожиость.
чтобы избежать нсодн<-шачнон интерпретации Описанный здесь метит от-
вечает условиям анализа топливного цикла и используется в гл 7. Ьудем
исходить и размазанной плотности р, и молекулярной массы 270 (238 для
mV -г 32 для В топливе присутствуют тяжелые нуклиды с различны-
ми массами (от •“U до W:l’u и более тяжелые актиниды), и строгое усредне-
ние массового числа дает шипение. слегка превышающее число 23Н. но в та
ком незначительном уточнении нет необходимости.
В процессе облучения топлива в реакторе некоторые ядра претерпевают
деление, другие захватывают нейтрон и превращаются в актиниды с боль
ишм атомным номером При делении возникает ияра более легких ядер
Продуктов деления, и число этих пар. естественно, равно числу делений.
Следовательно. число атомов металла «У N,) плюс число продуктов деле-
ния — пар атомов (Л'„.) в реакторе есть постоянное число в течение всего
времени работы реактора
д	—J2—— SA/j4-A/Z/, const.	(151)
270
Ядериая плотность конкретного нуклида есть
I, N,.	(4.52)
где If — доля атомов нуклида типа i в топливе
‘ В практике нейтронных расчетов для удельной плотности, нейтринного сечения
и нейтронного потока используют единицы СГС.
быстрых реакторов
Глава 4. физические^
92
А,п пользоваться следующими единицу.
Тг“ е»;кТ=	(гк ....... „ ........... .
V . _ 0.6023. II макроскопячее и
барнах) имеет размерность 1см I-
4.5. НЕЙТРОННЫЙ БАЛАНС
.. ,,.„е зонах восироизводств.1  пре и тнет
Баланс нейтронов в активно J f , п Ta6j. I I пред г. iu дан-
основные физические характер!	е|[(10Г0 варианта реакт. pa I i I жтект-
ные по нейтронному баландл. равными по объем) зон  Л-гащс
рическон мощностью 1-0 • VВ	.	.1ЮГ0 цлкл.1 1 ix *тро1юа
ния. Данные относятся к середт равi	( 2 (
бором отражает эффект р  Р. гетерогенного вариант ’ р i -ра БН
Ря»»..=Х...........  ч,,с*
нормированы па 100 рожденных нейтронов
представлены дан-
Т а 6.1 II к а 4.1. Баланс нейтронов для гомогенного влрн ihi
реактора БН электрической мощностью I2W МВт
Процесс	Нуклид	Зона I	Зона 2	Topuc»ur •OHM BOCnptF- нмкцетм	Бокоад« >OH1 Hex Г** IWM		В«ь p< ••го?
Радиаци- онным	235Ц 234J	0.09 I9.15	0,06 11.79	0,05 7,65	0.0* 7 13	0 0	0.2S 4.'., 73
захват	23фи	3.46	2.64	0.25	0,23	0	b M
	24Upu	1.41	1,19	0.01	0.01	0	2.63
	24'Pu	0.43	0.40	0	0	0	0Л1
	2I2PU	0,13	0.1!	0	0	0	0 24
	Продукты	1,25	0.67	0,09	0.07	0	2.08
	деления						
	О	0.10	0.07	0.02	0.02	0	0 21
	Na Fe	0J4 0.69	0.10 0.48	0.07 0.30	o.oe 0.29	O.O7 0д4	0.44 2.42
	Ni Cr В(СУЗ)	0.29 0.29 0.34	0.20 0.21 0,21	0.09 0.12 1.10	О.Л9 o.ii 0	0 24 О.2Я 0	0 91 1.01 1 «5
	Всего	27,77	18.13	9.75	Япб	t 2S	61 %
Деление	23 5 {J 239Рц svipu WPu 2«Pll Всего	2,7) 0,29 11,44 0.91 2.20 0,09	2,06 0,20 9,48 0.90 2.14 0.09	0.4B 0.14 0,55 0 0 0	0,13 0.14 0.48 0 0 0	0 0 0 0 0 0	S.70 0.П 21.95 1 81 4.34 0 18
Боковая утечка		_ 1', 04	14.87	1.17	1.07	0	34.75
Торцевая							0.(0
утечка							
							0.2?
Полное							
число							
							100
4.5.	Нейтронный баланс
I 'т 6.1 иц и 1 Баланс Кейгроноп дли icrrpoicHin.ro mipitaiita
Ы1 тлектрнческон шоишостмо 1IHK1 MBi
			Дкгщшля ЮПП					
Провес-	Нуклид	Buy греп ним лктнп* кич хппя	Виутрси НИМ 1(»||П IKlCUpOH Л нидстил	ДрлПнср МЯЧ HiK TI.	Зиип нас прпи ЗП(»Д стиа	Покопан Л01Н1 HOCH poll X ВОД. тп?1	3 чдитя	сз
P;i диашгои- НЫЙ 1.1x0 т	•ми tupu nopu шрц -«Pit Приду КТ!4 лсл< КИЧ о Ni Ni ( г |”В	0.05 16 ,57 0.10 •. И 1.95 0.61 0.20 1.70 0.24 0.12 1 .07 0.77 0.42 0	0.06 I2.32 о 0.81 0.0-1 0 0 0.10 0 0.04 0.35 0.23 0.11 0	0.01 5,31 0 0.15 0 0 0 0.01 0,01 0.03 0.23 0.12 0.09 0 ,65	0,02 2.61 0 0.07 0 0 0 0.01 0.01 0.01 0.07 0.04 0.03 0	0.02 8.42 0 0.34 0.01 0 0 0.05 0.02 0.03 0.24 0.13 ОДУЛ 0	0 0 0 0 0 0 0 0 0 0.05 0.50 0.23 0.17 0	0.16 15.23 0.10 *‘,71 2.00 0.61 0.20 1 .06 0.28 0.28 2.46 1 .32 0.91 0.65
	Всггл	29.64	11 38	С.7Я	2.93	9,53	1 ,5(.	64.83
Дсл« ИКС	•«С »*Ри »*|»и «•Ри “Ри »“Ри	0 17 2.93 0.16 19.42 1,50 3.33 0.11	0.12 1.38 0 2.42 0.02 0.01 0	0.07 0.31 0 0.3 Г 0 0 0	0.03 0,14 0 0.13 0 0 0	0.10 0.59 0 0.84 0 0 0	0 0 О 0 0 0 0	0. 19 3.3.5 0 16 XL 14 1.52 3. 14 0.11
	Btern	27.65	3,93	0.69	0.32	|	]. .3	0	3(11
Ггпков ш утечка								0.16
Тори вая ут»								0.Я7
П«. н< число								100
От»!< тим. что для указанных типов реакторов доли де icnnft в телловы :<•
лякицих сборках, относящиеся к каждому тину нуклидов (без учет делений
во внутренних зонах воспроизводства). примерно таковы ( табл 1.3)
Эти И1ачення типичны для активных зон реакторов i>l I со смешанным топ-
ливом. кроме доли делений **1) в гомогенном варианте. Hot ледняя ш-сколь
ко занижена, поскольку приведенные здесь данные относятся к проекту ре-
актора БН 'электрической мощностью 12(Х) МВт с гомон-нной ангинной
ной больших размеров, чем обычно применяются. Однако общую каршну
эта таблица отражает правильно.
Более низкой объемной доле 1)"* в гомогенном реакторе но ера ни си ню
с гетерогенным соответствует большая доля делении
Как видно, в активной юне гомогенно!<; реактора происходи! 93,6% веет
делений, и лишь метавшая часть 6.4 % —в зонах игх ирон iводетва Утеч
94
r„„
V HVKlflAOB я гомогенном
Таблица 4.3. Вклады	числа Д<мышй_______
и гетерогенном реактора*, 10	________—
Топленый нуклид	Гомогенный реактор	ГстерогснлыП релкюр
-я5и 258U 23SpU 24«рц 24ipu 2«рц	1,5 14,7 64,3 5.6 13-3 0.6	0,6 10.6 0.6 70,2 5Л 12.1 0,5
м нейтронов из реактора очень мала 0.8».)- О»>«> У™к» '" ''	• »з
активной зоны в зоны воспроизводства составляет около 21 (пр;	Ю%
нейтронов перетекает из зоны большого обогащения в редка 1
производства, 11 % — из активной зоны в торцевые зоны воспри	А
4.6.	ПЛОТНОСТЬ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ
Нейтронные потоки, полученные при решении «ног	и
уравнения, определяются с точностью до произвольной к ».	у
§ 4.3)	. Абсолютные значения потоков можно найти, установи»
плотностью эперговыделелия. Этому вопросу посвящен данный 	,
А. ЭНЕРГИЯ, ВЫДЕЛЯЕМАЯ В ОДНОМ АКТЕ ДЕЛЕНИЯ
Энергия, выделяемая в одном акте деления, равна прнмепн	к
складывается из компонентов, перечисленных в табл 4 4 Эя.
“° Д™ые т £ ТТЛ табЛ',иУ' Т“ «* <“ *
детищ “с J Ln ’ н пУТ СЛеГКа ваРьироваться в завис»
поХ'я UWX Z~*’c“"’ “и 
делений нуклидов 2:isU, 23{lPu, -’uPu
Продуктов деления
Uтольк.> IG9 М.В
—ч чем «а	»Ри.
УФ^ненная по распределению
Ы. примерно соответствует

Энерговыделение
Компоненты
Мгновенное
ЧВ
Запаздывающее
K=S 52 xaS Деления
v4a"^«H°To₽TaSnaa7n4DyKTOB Дел««
Настицы от рампада
б
7
13
6
*гот компонент не веет»
е 8Сегда	л
I
213
4,6. Плотность энерговыделения
95
приведенному числу 213 АЪВ. Более подробные обзорные данные по энер
гням деления различных нуклидов можно найти в работах 14 71
Энерг ня у-п (лучения реакции (и, у) эквивалентна энергии связи нейтрона
в ядрах мишени. Из табл. 4.1 видно, что подавляющее число радиационных
захватов производится ядрами В БР на один акт деления происходит
примерно 1,9 актов радиационного захвата.
Энергия на один акт деления в БР выше, чем аналогичная величина дтя
тепловою реактора (169 ^Б»В). в верную очередь из-за различия кинетичес-
ких энергии продуктов деления 2:,#Ри и ш(_1. Кроме того, большое число ра
днаинонпых захватов в водороде в тепловом реакторе приводит к понижен-
ному вкладу энергии в суммарную за счет реакции (н, у).
Кинетическая энергия продуктов деления и р-частиц превращается в теп-
ло в самом топливе. Кинетическая энергия нейтронов расходуется па воз-
буждено' ядер при неупругом рассеянии, а также переходит в энергию ядер
отдачи при упругом рассеянии, у 11мучение от различных реакций поглоща-
ется во всем реакторе па шачительных расстояниях от источников излуче-
ния. н п 1, л''тени( материалами активной зоны примерно пропорционально
массам ма I ср налов.
Ь СВЯЗЬ МЕЖДУ ПЛОТНОСТЬЮ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ И НЕЙТРОННЫМ потоком
Связл между плотностью энерговыделения и нейтронным потоком может
быть представлена в виде
р 2Х/<Фг/2.93-,0">,	(4 53)
Л
где р плотность энерговыделепия, Вт < м3, Ф —поток нейтронов, см
X, • макроскопическое сечение деления, с.м '. В формуле исполь iob.hi
переводи- й коэффициент 2.93-10'° дел Дж.
В формуле заложено предположение, что плотность энерговыделепия р
пропорциональна распределению делений Из предыдущего текста мы ша
ем. что энергораелредслеине несколько отличается от распределения делений
за счет переноса нейтронов и у-квантов.
В РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ
Распределение плотности эн epi ивы дел си ня можно представить разными
способами В табл. 4 5 приведены доли энерговыделепия в зонах по отноше-
нию к полному энергояы дел синю во всем реакторе на начало и конец рав-
новесного цикла Увеличение энерговыделепия в зонах воспроизводства к
концу цикла вызвано накоплением там плутония. Наибольшее энерговыде-
Табляця 45 Относительное распределение жерговыделения но тонам GRBRP
(первпнацяльнмй i омог сииый варил нт |Я|)
Зон.»
Начало разновес
МОП!
Кплгц рамюм»
КОГО ЦММЛ>
Активная
а том числе
внутренняя
внешняя
Радиальная зона военрон эаодства
Торцевая зона воспроизводства
За зонами воспроизводства
О.нН
0.50
и.зн
о,он
0.03
0 01
(W
0.46
о,за
0.10
0.0 .
0,0!
Радиус, см
Рис. 4.4. Радиальное распределение плотно-
сти эиерговыделения в центрально" п осв-
ети реактора БН с гомогенной актнннои,
электрическом мощностью 1~ии мпт.
4-зона малого обогащения; Л - зона большого
обогащения; В - боковая зона BOCJipOKjводим
Рнс. 4.5. Аксиальное р ‘ 1 еленме
плотности энергиям пел гния (ьыше
средней плоскости) по осн реактора
БИ с гомогенной активной *н«»й
электрической мощностью 1 5ЧЮ МВт
Л «ктимм юн л. 5 т«Чрае*я>' * и ЮС-
П(ЮК194ДСТ*4
ление за зонами воспроизводства происходит из-за утечки ген	у
квантов.
Расчетное распределение плотности энерговыле.тения по рал- х <
ральной плоскости) для гомогенного варианта CR ВНР (электрик г •
ность 1200 МВт) для конца равновесного цикла показано на рис
чатая форма распределения типична для гомогенного двух < ним • .рк
Скачок на границе внутренней и внешней зон разного обогащен! • •*	i
более высоким содержанием плутония во внешней зоне. Высот н
ное) распределение для этого же реактора показано на рис. 4
Радиальное энергораспределение (в центральной плоскости) гте*
рогенного варианта БН (электрическая мощность 1000 МВт) г .	 ы
равновесного цикла изображено на рис. 4.6. Небольшие скачки на кривых
в точках, соответствующих границам отдельных рядов сборок. св не-
одновременностью перегрузок и соответствующим различием времени *.iv
чення сборок в реакторе в процессе топливного цикла. Доли энеп»"Выделе-
ния в отдельных областях этого реактора следующие
Центральная зона воспроизводства
Внутренняя активная зона
Внутренняя средняя зона воспроизводства
Внешняя активная зона .
Радиальная зона воспроизводства
торцевая зона воспроизводства
Наглядный способ представления г-
та СКВ№аз"УСУ "°Иза" "а р"с ° "011
~	колффшшсн*
К средней по активной зоне или по "ОкальНой плотности энерговыделен и я
	«.и по зоне воспроизводства Даны к.,ДОМН-
Данные, изображении? »
воами Ханфордской л^рР;с 4-4. 4 5. 4.8. 4 9 и 4 ( прсдпамсны wrpyl.
. 0.016
< 0.2.Ю
. 0.062
. 0.617
. о.а<>
• 0.019
Распределен к я плотности энерговыде-
I па примере гетерогенного варнан-
4.6. Плотность энорговыдвлония
97
Рцдиус^ см
i'n	и. льипе рппгрг и 1с гпе п.к ikoctii xrrpi ппыдолснин в центральной плоско*
ст» pep' п IK с атерогенной ютииной зоной электрической мощностью 1000 МВт
Г'1
/-* цьятг • •* мч*« •• jjwm. пал та*. ; обаветъ актинипл юны. з	uptпим рогулкрсиюниа. /
-к» ip имя-» килыипдя ши,) н(н прон*прлства; л - область активной >о-
• W. •	9р44Я1| рФГуЛ11)'ъ>1'1)« Л .г. .мнп>|пП «опы; ° - ортпмы pvt улирпицннч, 10 — об-
• ’кгияпоД эопы; н (kxiOfhiti юпп norrijxniihoiriпл
Рис 4 7. Относительнее плотности шергонылелення [средине по теплой и и лшишям
сборкам (нижние ннфры) н чахенмзльнме (перлине) н наиболее горячем thj iv м
дой сборки) н реакторе CRBRP с гегероииной активной юлой в ла i i.ir трггию «н.;
ла ЦО). Цифры нормированы на сретиюю по леей активной юнг плотность ьнеринш
деления Карта эон лапа в лрндоженни Б (рис BJ) Вы делен вне жирными еинммн
шестиугольники относится к сборкам внутренних юн восирли <коде таз
Зам. 1292
быстрых реакторов
98
4 физически ой(<оа
Глава <*• ”	--------
„ rneiHcro для каждой сборки (Ш1Ж.
е„™ типов: »«< >•— п.пым 51гер.
„ее число). " "“’“’"сборке (верхнее число)
говыделеппем в кажд
сии₽ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА
Г распределение неитр
Пь.лп й четырех энергетических i рх мпих По
Рчспоелеления нейтронных потоков » 4 9 данныс |]0ЛуЧены пи расчете
oaanvcv в высоте показаны на рис. •<• р}|ЧеСКой мощностью 12'Ю МВт , 0
Я?реактора с томом»	4 Т]. реальные распред, тения по.
котором говорклообвысотные к оси реактор В дз,,,»»
токов относятся к времен	датавляет 7.0- Ш” неитр I t р,о
случае поток в центре актнои« »и	, д
НИНЫ энергетических групп от к ' достаточно хор ш 	н ?> ч
Аксиальные (высотные) распрi , • ;|КС11альнон утечки	-рном
косинусоидальным законом.•	f заКон позволяет ср.г ,н lta.
диффузионном расчете косинусоидальный
Рис. 4.8. Радиальное распределение групповых по-
токов нендроиов в центральной плоскости реак
тора БН с гомогенной активной зоной электрик..-
скои мощностью 1200 МВт:
Л зона малого обогащения* К л
тения; В -боковая в^про^йоЛг?^ого
кие интервалы и нижние гЛнХ«^Tipnruc-
Д<<.-2,5 («20 КаВ);
*ти □ Юд
закон позволяет срапи »яо на-
«Г* -z
гю*
^ие. 4 9 Атсдалъаое рас; рел<
иве групоошых тогожов вгЛтро
в ре кторс Бн е пшопгюю!
тмжвой эоноА мфмтржческоА **'
посты 1200 МВт
мн1« г.
ocirpam*QjcT>«'
Дбжно определить экстраполиповяими^ г-
гетической группы. В радиальных о ЮпГраЖш>-висящую от нонера WP*
обогащения происходит сущеп^,^ ^eitHI”’x из-за наличия двух юн
Тйвнон зоны, и это приводит К СИ! выравним"ие потока в пределах ак-
гопасппетрДРИЧеСКИМИ^- "ки11ямн Бессетя°ТК^Н-еНИЮ 01 Ф°РМЫ- описывае-
УстоанениЯЛе",Я обычно ^пользуется *в спосо6 выравнивания эяер-
и движения’триЫХ 1е;,1ПеРатУР«ых рах1ич1КМеН1,Ых ПР<*ктах ЪР в целя*
• М самым, максимальной энеп f 8 тъ,иойы-‘‘-1ЯКХЦИХ борка*
‘,э|1еРгонапрйЖеН11ости то„ливд.
4.7. Энергетические спектры нейтронов
9?
4.7.	ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ СПЕКТРЫ НЕЙТРОНОВ
Максимум в энергетических спектрах большинства быстрых реакторов ле-
жит в области 2<Х) кэВ. Однако различия в спектрах могут быть существен-
ными, особенно в ннзкоэнергетнческой части, к это зависит от конкретной
композиции реактора. На рис. 1.10 сравниваются спектры нейтронов <ля
нескольких проектов БР НИ. Но вертикальной оси отложен относительный
поток нейтронов в единице летаргии Ф (и). Видно, что присутствие ядер
кислорода или углерода приводит к заметному смягчению спектра по срав-
нению со спектром в реакторе с металлическим топливом. Этот эффект в ок-
сидном топливе оказывается большим но сравнению с карбидным из-за боль-
шей плотности ядер кислорода: па один атом металла приходятся два атома
кислорода в оксидном топливе н всего лишь одни атом углерода в карбидном
Наибольший эффект ымстлеине на ядрах водорода при переходе от нат-
риевого охлаждения к паровому. Пропал в спектрах в области около 3 кэВ
обусловлен влиянием натриевого резонанса с большим сечением рассеяния
нейтронов.
Спектры нейтронов в Ы' с га юным охлаждением оказываются более жест-
кими. ч м в случае и грневого охлаждения (см. рис. 17.1 и соответствую-
щие р < ты)
Н I рпс. I 11 показано 12д рупповое представление спектрин нейтронов
для трех об ..’тей г--мшенного реактора (электрической мощностью
1200 ЧВ  в и (пре активный юны. на границе с юной воспроизводства в
ивнтраль'юн Ило к к и и в »грединг боковой юны воспроизводства. Видно,
что в пре олах активной «>ны спектры подобны. по при переходе к юпе вое-
прон • • став и.-блюдается заметное смягчение спектра. В случае гетероген-
ного реактора и ш на шчня внутренней зоны воспроизводства пространст-
венны» нзмгнеики спектров нейтронов гораздо сильнее.
Фсрмш г кии спектр замедления 1 /: (см. § 5.3) на рнс. 4.10, 111 будет
иметь вид горн нтальиых прямых. Как видно in рис. 1 11. спектр нейтро-
нов в реакторе Ы1 с оксидным топливом и области от 10 кэВ до I МэВ при-
ближается к фермиевскому, ш мотря на заметное поглощение нейтронов в
этой области Ниже Ю кэВ потоки нейтронов быстро спадают. Таким обря-
дом. поведение спектров в быстрых и ген.юных реакторах совершенно р.п-
Рис 4 10 Энергетические
спектры нейтронов я быст-
рых реакторах электрнче
ской мощностью 1000 МВт
П1]:
/ — оксидное топливо, парс» во*
охлйждсняг 2 — оксидное тол
л»*о. натриевое охлвждвин<*.
J — карбидное топливо, мвтрнг
вое охлаждение. 4 — метвллм*
ческое топливо, ив7 рисков ох-
л а ждем не
Литар г и 4 а
п 16 п fo a 6 4 г о
4е
100
, быстрых реакторов
Глава 4. Физические основь	—
neinap*uft
f Y
Рис. 4JI. Спектры пеЛт-
рояоп в реакторе БН с
гомогенной активной
золой электрической
мощностью 1200 МВт:
/ — я центре дкпжноА воны.
?- на границ'’ jktiibi«<»A ».,
ИЫ И боковой ЮНЫ fit . /|; ,
хоодстэа, .1 в СгредцНг
боковой юны »осщ, и.
ства ( централъмип п
кости)
'К5в ,ffH3S
Энергия неймрм™

попадает в область три товых
лично. В активной зоне; БР	* - «рб"Л-
энергий. Отметим также, что при ; к0ТОрую можно апп, про-
ному И металлическому область	’	} !(1) Вь Ч -В
вать фермиевским спектром,	- спектру нейтроне	ко.
по своей форме спектры БР приближаются к спекц )
^Хапакт ер^спектра^ажеп для оценки радиационных характер! мате-
риалов Так радиационные повреждения конструкционных мат» л вы*
зывакхтся। нейтронами всех энергий, по прямое вааействие быстр  ..тро-
нов особенно велико. Поэтому для опенки времени жизни коне	.х
элементов принято определять дозу облучения их нейтронам!
выше 0,1 МэВ. В центре активной зоны БН электрической м
МВт интегральный поток нейтронов в области / > о. I Ч <В сост.
Х1015 центр (см2• с), а полный поток 7-Ю15 нейтр (см^с). Соотвс г ммпнй
спектр нейтронов показан на рис. 4.11.
Имеется еще один важный вопрос, связанный с ролью стн т
нов, — различная интенсивность делений в разных энерпчи v
тях в зависимости от типа БР. В табл. 4 6 представлены данщ. j но
щне зависимость доли делении от номера энергетической группы	етст*
вующпе интегральные доли для большой активной зоны типнчн г ра
БН с оксидным топливом. Медианная энергия в этом случае с<	'-рн-
мерно 150 кэВ. в то время как в быстром реакторе с метал личе >п ш-
Табл	ина 4.6. Доан в реакторе БН	делении в зависимости от «нгргни нейтроном электрической мощностью 1200 МВт		
Группа 1		Нижпвк уисргкш группы i	Дм» дмл- • 'в • груши 1	Дел* до
1
з
4
5
6
1
8
9
10
11
12
1,0
1,0
1,0
0,5
1,0
1,0
1,0
1,0
1.0
1,0
1,0
3.7 М,В 1,35 оОО кэВ ЗЛП	0.05	0.05
	o.ie 0.12	0.23 0.35
VVU 1 Ifl	0.05	0 40
111J 41 15 5 л	0.14 0.13 Oil	0.54 0.67 0.78
2,0 740 эВ	0.08	0.86
	0.03	0.89
280	0.07 0.(3	096 0.99
	0.01	1.00
4.8. Ядерно-технологические параметры
ЮГ
вом эта энергия существенно выше— несколько сотен кнлоэлектрон вольт
15 гл. 6 мы вернемся к этому вопросу в связи с ролью (оплеровского коэф-
фициента. величина которого определяется вкладом быстрых нейтронов в
нижней области энергии.
4.8.	ЯДЕРНО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ
Подытожим сведения по основным ядерно-гехно.ин мческнм характерис-
тикам реактора Ы1, зависящим от конструкции активной зоны. Приведен-
ные в табл. 4.7 данные из работы 1121 наглядно показывают, как нейтропно*
физические параметры изменяются ври варьировании ра шеров твэла в гомо-
генном н гетерогенном вариантах реактора ГЛ I (электрическая мощность 1200
МВт. тепловая мощность 3300 МВт). В обоих вариантах максимальная ли-
нейная тепловая иагру п<а свежего топлива одинакова и равна 14,3 кВт/м.
Время пребывания топлива в реакторе тоже одинаково — 2 года. При этом
условии переход к твэлу большего дна moi ра приводит к снижению глубины
выгораю я топлива. .*h*o дает П0|можность увелнчшь время его облучения.
Результаты расчетов 1121 показывают, что при переходе к 3 годам облучения
топлива в реакторе его характеристики, кроме выгорания, изменяются сла-
бо.
Р< зультзты расчетов показышиог сильную ипшспмость реакторных пара-
метр'«в "Т ди.«метра твэла. Индии также необходимость увеличения загрузки
делящих» я нуклидов при переходе от гомогенного варианта к гетерогенному.
В г । 6 мы увидим, что, несмотря на это. !еТирогенный вариант привлека-
телен малым значением натриевого пустотного коэф|нщпеи га Время
удвоения при этом изменяется мало рост коэффициента воспроизводства
при переходе к гетерогенному варианту практически компенсируется бо-
лее высоким значением удельной un py ikh (см. § 7 8).
Т	4 7 Ядгрно-гсхнпаогичесямг пдрлмсгры в чпииннменти
от див метра твжла дли гомшгнншо и icirporemioi о нирнанюм рсакгора ЬН (12|
Диаметр iaa-1 да. мы	Реактор	Опнммсяме шага к Два- метру 		Месса* деля щажея мукдв до*. кг	Средня >( доля делящлхеч нухдждо*. %	Удельная за г рузжа мукли ДОВ. яг/МВт (т.>	• >бъ*|1мые доли		
						Т O7I.1 ня*	ПАТрНИ	стали
6 л	Гомогенны А	1,28	3171	15,9	1,16	0.3 НИ	0 1.733	0,2243
	Гетерогенный	f .28	4011	22,8	1,51	0.3863*•		
7,62	Г омпгенныА	1.21	3946	12.8	1.88	0.137Й	0.3566	0.2о>1»
	Гетерогенный	1.21	5992	18.8	1,94	0,4891--		
8.38	Гомог яный	1.16	4328	11.3	1,51	0,437'.	0 ,3&Ь	0.2ОД
	Гетерогенный	I.1G	6704	16.4	2,09	0 1891••		
* Средняя я равновесном цикле.
•• Объемная доля топлива после гомогскмэвцмя ахтнвноА лови.
102
пгновы быстры» реакторов
Глава 4. Физические	------------------
ЗАДАЧИ
порядке треугольной решетки (а) или
ниже.
4 l Твэлы МОЖНО расположить в
квадратной (б), как изображено
В БР выгодно обеспечить максимальную объемную д<>. ю
Сравните объемные доли топлива, нержавеющей ста ш н н.т pi
конечно повторяющихся треугольной (й) и квадра ' н 1
Диаметр твэла D = 8 мм, отношение waia к днамс р) / .1
щина оболочки 0,3 мм (типичные данные БН).
Почему объемная доля топлива в треугольной решет ю in
существенно выше, чем возможные значения, указанные в § I
4.2.	Предположим, в топливе реактора БН содержится 22 . плут
тальные 78 % составляет 2ЭДО: 25% общего количества плут ч
ляет 240Pu. Объемная доля топлива — 0,40, размазанная пл
9,5 г/см3. Всего в активной зоне 300 тепловыделяющих >
органов регулирования.
Требуется вычислить среднюю (по всему объему актнпь
включая органы регулирования) плотность ядер М0Ри’э едишн
/(б- см).
4.3.	Многогрупповое уравнение (4.1) не учитывает реакцию wl 2л)
Перепишите уравнение так, чтобы эта реакция была учтена
4.4.	Реактор БН электрической мощностью 1200 МВт хапактепн
дующими данными.	л с
Материалы
Топливо
Размазанная плотность...........................•	UOj—РиО
Геплоноснтель .	....................... 9.5 г/сь
Конструкционные материалы	Натрий
Нержавеющая
• сериал органов регулирования	сталь
............. 0<С
Гео«,р„. (.
Высота активной зоны
Диаметр твэла ’*•••.
Толщина оболочки’твэла '
Толщина стенкиичех1ТЮЩСГ| провм°кн . ’ ‘ ‘
□ ?30р между сборками
между Проволокой м Л ’ • • .
ряд J
1 м
7.5 мм
0J мм
1.5 мм
3 мм
5 мм
0.5 мм
10
4.8. Ядерно-технологические параметры
103
Параметры мощности
(Предполагается, что вся мощность в активной зоне выделяется топливом,
20 % — за-счет деления сырьевых нуклидов)
Тепловая полная мощность.............................. 300	МВт
Доли мощности п зонах поенрокйподства	....	8%
Максимальная линейная тепловая нагрузка ....	30 кВт/м
Коэффициент неравномерности........................ 1,6
Органы регулирования
Конструкция показана на рис. 8.20; 20 сборок, по размерам аналогичных
тепловыделяющим, равномерно распределены по акт ивной юне. Пред-
полагается, что только 1 я органов регулирования находится внутри
активной зоны, остальные 8/в выведены при выходе па полную
мощность)
Объемные л сын матсриалип
1’..с............................................ 20%
Натрия..........................................    50%	(Органы
fill! ДГ11Ы)
}'< ржлмющля сталь:
Нет > ।ясный чехол .	.......	8%
НодлмжныА чехол с поглощающими стержнями .	22%
Вычислить следующие величины:
I)	Объемную долю тепловыделяющей сборки.
2)	< р днис поактивней «ще объемные доли матершпоп (с учетом
органов регулирования).
3)	Отношение шага к диаметру твэла.
4)	. |«)«ктнпиый диаметр активной юны и отношение высоты к дна
метру.
Г») Среднюю по активной .one плотность энерговыделенпя, кВт t
f>) Удельную загрузку делящегося материала в активной зоне,
кг МВт. доля делящихся нуклидов 0.12.
4.5 Активная зона реактора БН электрической мощностью в условиях пре-
дыдущей задачи равномерно заполняется свежим топливом При допол-
нительной информации, приведенной ниже. провести четырехi руиловые
диффузионные расчеты с использованием групповых копеганг из прило-
жения В.
1)	Рассчитать критическое значение обогащения на полной мощ-
ности при точности ^,ф l.OOOOjbO.OfXJl.
2)	Рассчитать групповые потоки Ф<.
11остронть график Ф (/:) в гистограммном виде, т. е. Ф (£) >1' \Г.
Построить график Ф (н) в гистограммном виде, т. е. Ф (о) «
= Ф Ам, сравнить ио форме с i рафиком рис. 4.11
Дополнительная информация
Принять следующие объемные доли ц размеры активной зоны, со
ответствующие условиям .адачи 1.4в иредшможенни. что активная эо.
на состоит из 340 сборок (320 тепловыделяющих и 20 органов pi гулы
рования):
104
еские основы быстР-Р-^09
Глава 4. физические^---
Топливо	•	•	*	*
Натрий •
Сталь .	•	•	•	’
В;С . •	•	•	•	\
Диаметр активной зоны
Высота . • • •
0.392
0.410
0.19»
0.004
3.191 м
1.0 м
Принять	............
...............
Топливо
Стал""(принять чистое железо) .	• •	•	‘
Принять следующие атомные или молекулярноt
массы:
Топливо . . . .....................
Натрий...................................
Сталь (принять железо) . ................
В,С...................................
Предположить, что 4-групповые константы
ствуют температуре реактора на полной мощности
Длина экстраполяции:
6. = 20 см;
бг = 20 см.
Предположить, что В'2 не зависит от номера энергетической
Органы регулирования подняты на 2 .длины для досгнж.	i
ной мощности (это соответствует объемной доле 0,004 Бор п
регулирования природный).
4.6.	Для условий задачи 4.5 провести следующие расчеты.
Рассчитать долю делений 23SU в активной зоне
Рассчитать вклады следующих процессов в нейтронный ба
активной зоны (в процентах от числа нейтронов, рожденных	ч
зоне)
1)	утечка;
2)	деление;
3)	захват.
Оценить медианную энергию нейтронов деления и вычт тю
_ делении нейтронами с энергией ниже 15 кэВ
4./. Для условий задачи 4.5 сделать грубую оценку коэЬЬкии.п
нзводства, исходя из определений	5
Внутренний коэффициент воспроизводства
IBR = ^(
»4>амп -и
Коэффициент Boc7po«Xf , _  ..	------------...... —
из активной зоны составляет 70 “ ЛОжеИ|,1<. что утечка нейтронов
захватываются ядрами «’«б, ' и 11 в 30не воспроизводства нейтроны
9,5 г/смэ (размазанная
платность)
0.85 г/смэ
8.0 г/см
2.5 г/см*
270 кг’(кг-моль)
23.0 кг/(кг«мол!>)
55.8 кг/(кг моль)
554 кг/(кг моль)
в приложении R соответ-
гав вое про
где С® —
«ороегь п6г(1мк„„я-'7,^-^« -и р активной зоне, о- -
pdU' Ни в активной зоне
где (? —г-
воспроизводства; а*
зоне.
в» ’
скорость захвата нейти™,
зоктр.а- „S _ек погто^р?,,а 1 Активной зоне и юне
«омощення Ядрами « ри в активной
5.2. Метод факторов самоэкранироваиия
105
Глава 5
МНОГОГРУППОВЫЕ НЕЙТРОННЫЕ сечения
5.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Многогруниовы? сечения взаимодействия нейтронов с маггрпалами зави-
сят от композиции быстрого реактора. Для исследования того или иного про
екта реактора нужно получить соответствующий конкретный набор л/?фек
тивных сечений. В сравнительных расчетах, однако, требования к точности
могут быть снижены, н тогда можно пользоваться одним набором констант
при ус товии. что КОМПОН1ИНН исследуемых реакторов не слишком различа-
ются между собой.
0<л иной метет, пспо.п. ц емын в США для получения д|х|ч‘ктивных иен-
тронных сечений при проектировапин реакторов. метод фактории енмоэк-
рапир' ваивя 11.21. Этот метод был впервые предложен и использован в Совет-
ском < н е известным ученым-физиком II II. Цондаренко н носи г его имя.
Факторы само^крапнранаиня учитывают эффект резонансного самоэкранн-
роввння. т. е нн рнчкческую зависимост ь паи гронных сечений данного мате-
ри.' '. в присутствии ipynrx материалов Этот подход описывается в йотой
i.T.iBt н том вид». н каком он применяется в американских реакторных раз-
работках Альтернативный подход, ра шитый в Аргоннской национальной ла-
боратории. реализован в виде комплекса npOipuMxt 5\< 131. Он более [рудое-
мок нп " 1' iy< :ся в базовых расчетах для проверки и уточнения результа-
тов. полученных в методе Бондаренко.
Отправной точкой для получения групповых ней тройных сечении в обо-
их подходах с ужи г исходная система оцененных нейтронных течений и
ялерных ;анных 1’а сработанная в( IIIА подобная система именуется I XDI7
В 1-11 Большинство р< лльтатон, обсуждаемых в настоящей главе, получено
на основе файлов 1 XDI В
Чшателю HfiicpecvioiiU муся вопросами нейтронных сечений и методами
их усреднения, мы рекомендуем две и итестные моши рафии. Ко <ф|>ииигнгы
реактивности в больших энергетических реакторах- Хаммели и Окрсита 131
(первые три главы к держат обсуждение вопроса нейтронных сечений для бы
стрых реакторов) и «Реюнаисное noi лощение в ядерных реакторах» Дреенс-
ра |6|*.
5.2. МЕТОД ФАКТОРОВ САМОЭКРАНИРОВАНИЯ
Подготовка эффективных групповых сечений в методе Бондаренко .-осго»
нт из двух этапов. На первом этапе получают систему ipyiuionux конст.тнт.
не зависящую от компо ицнп реактора. Система содержит средние в энерге-
тических группах сечения для всех типов присутствующих в реакторе нукли-
дов и факторы евмоэкрапироваиия (для нуклидов, присутствующих в реакто-
ре в заметных количествах) Факторы самоэкрапнроваиня рзсечитынатся
в зависимост и от так называемо! о сечения раабаменияа, (будет определено
позднее) и температуры среды 7’ (обычно в трех точках). Методы но учения
такого рода таблиц рассматриваются в § 5 J 5.5
* Обе монографии переведены на русский язык (Прим. перл. )
106
с,» нейтронные сечения
Глава 5. МногогРуппОВые^Р____----
--------------’	их- гонстант учитывают конкретную
На втором этапе подготовь групповь х	матер|1ала опреде.
композицию реактора и ™пераПРУ Р дпмученных на первом этапе таблиц
ляют сечение разбавления о»,.а^тем ^^вные групповые сечения для
путем интерполяции по о0 и Т «а^^т ^кая подготовка групповых сече-
данной композиции. В дет<г1ЫИ.\ Р- хче акт||вН0Й зоны н 30 чы воспронзвод-
пин проводится для отдельных оола	эффективных сечений рассмот-
ства. Соответствующий формализм получения w
рен в §5.6.	„г.пч-грчкиыр программы, обеспечивающие оба
В США используются выч •	•	|7| (программа, ра ip г.ан-
этапа подготовки групповых	LASL) и SPHINX |Н] • |шрма
пая в Лос-Аламосскон научно'. на основе разработок эн . < 60-х
«Вестингауз»). Оое программы создав। .. -	] ТОХ HI и I i х I !О|
годов в Хэнфордской лаборатории(П -	-) Р Рсмг)пнк [II]	)ш\
и в фирме «дженерал электрик» (программы ENDRUN НИ н I WN
112]).
ФАКТОРЫ САМОЭКРАНИРОВАНИЯ
Эффект резонансного самоэкранироваиия нейтронных сече	г
важную роль в резонансной области энергий нейтронов Речи <	ги-
ческая зависимость полного сечения приводит к локальной лепр< Ст-
ройного потока, что в свою очередь воздействует на скорости pi	т
эффект рассматривается в §5.3 при определении спектра замедл-
нов Ф (Е). Хотя эффективные групповые сечения должны быть п
всей области энергий нейтронов, само слово «самоэкранированн	i
вает, что сущность эффекта состоит в учете эффекта резонансов, ко
является в резонансной области энергий нейтронов. Дтя топлив) ги-
дов эта область расположена ниже примерно 1000 кэВ.
Основная идея подхода заключается в оценке эффективного (с.	<•
рованного) сечения в группе g путем введения фактора самлжра- • :
™па нукл|,да т- Фактор самоэкранированнн опгн тг т । i -к
отношение эффективного сечения реакции типа х а,иг к сечению в условиях
разбавленн™ а^баВЛеН1'Я ТаК''М °бразом’ ФактоР / зависит от сечения
f (а Охгп*
IVo) —---------------- е
(оо)
Ниже описываются способы расчета всех этих величин
J.3. сучения, НЕ ЗАВИСЯЩИЕ ОТ композиции РЕАКТОРА
«St»'?*’	групловых констант (про-
fcf--- ==’?>г -
’ Н. е. х и матрица неупру-
107
(52)
s.з. Сечения, не зависящие от композиции реактора
А. ГРУППОВЫЕ СЕЧЕНИЯ И ГРУППОВЫЕ ПОТОКИ
Групповые потоки
Групповые потоки нейтронов определяются как
Фв \	(/•) dC | Ф (Е) dE,
где Ф (Е) ноток на единицу энергии; Ей —нижняя граница группы, и
интегрирование проводится в пределах группы.
Сечения захвата, деления и рассеяния
Для реакций захвата, деления, упругого и неунругого рассеяния среднее
по группе сечение определяется таким образом, чтобы после его умножения
на значение tpyniiOBoio потока получалось ирапнльиое значение соответст-
вующей < к"роств реакции Скорость реакции типа v в материале ш. где х
означает процесс <.охвата (<). деления (/), упругого рассеяния (с) и иеупру-
гого рассеяния («)• ссть
—•  ««
J ”тт
«
Из данного выше определения следует, что
f oVI1 (£) Ф (5)
. Л----------------
°"' jo (/)<//:
t
Транспортные и полные сечения
Микроскопическое полноесече ...
ного сечения о»,, которое в свои
фипвепта дифф)) »ии D Из-за сне
го сечения необходимо делап. иначе, чем
вше сопиошения между
D
. . ;?ниеп( используется для расчета транспорг-
п гв<>н> очередь требуется для нахождения коэф*
•цнфикн процесса утечки усреднение полно-
сечения реакции. Имеются следую-
Dt (hr н nf:
1
«Й»|Г
о,,4 0<4 п<•
з
I
п, О Г/ >м
(5 5)
(5 6)
оа МлО р) п(—я„р.
“ • средний косинус у гла рассеяний при упругом рассеянии йен
лабораторной системе координат (р 2 (3.1); 1 атомн । । масел
‘ ----------------и полное сечения близки по ныче
сечения должны усредняться одннако*
1 утечки транспортную длину свобоя
(/ ) следует усреднять с весом потока Нейтронов
О» г
Здесь р —
тронов в ласюраторпин	,
рассеивающего^нуклида), транспортное ». ..
нию, так как р I для большинства материалов быстрых реакторов Сле-
довательно, полное и транспортное с_	.......««пичт«*я о тина ко
вым образом.
В определенной трактовке явления
него пробега нейтронов пя₽‘,чет
2. (3.4); 1
нейтронные сечения
Глава	--------- -------------------
108 ------------—' Тптйна пробега для заданной энор-
получается средняя гране"»?™”
J И ® (£>
1 ------------------
' j® (£’)(/£
поямштату микроскопическое транспортное сечс-
Чтобы прийти к этому Ре^2’.,' К1111(ТЬ с весом плотности тока
нне каждого материала необход! ACKO(I(14CC|W транспортн-х* сеч. нис:
£>?Ф, при этом получается сред!
f 0,г п> (Е) о (О V<I’ (Е)
____
Тогда
готической группы.
(5.7)
(5.8)
|5 9)
f D (!:) V<J (£) dE
&
п«».. ™	г.
(S$nepenmae* » "* '«•*’"« °
ем Л/г/3)
f.O(rm(£)A(r ЮФ(^) dE
	
lrmg	ф (t)a£
g
Поскольку о, и (T(r близки по значению, усреднение полною сече
дем в соответствии сформулой (5.9). Заменяя /.( в числителе и
(5.9) выражением 1/2>/г, получаем
f	гг Л	лг
I(£) .. .... dE
Г’ Ю)
П	-
СФ^
J 2( (*)
&
и 2ETSZ?XT №уч““я *"“»«“< «»»"й »м». . (-н-
рованпя. Р ’ с,пьй0 за0"снШ"я от резонансного сак. крапп-
Б. ЗАВИСЯЩИЙ ОТ ЭНЕРГИИ ПОТОК НЕЙТРОНОВ
Спектр нейтронов деления
используют ДваРмдаХнеЙт^нтЛсИеетрм ФУнкИНн усреднения
при больших энергиях поток нейпюнгм» п п/ ,нимается во внимание, что
деления. Поэтому там в качестве (JjvhkibJ vaKJ°Pe определяется нейтронами
нять спектр нейтронов деления. Пой энрпг.?С?еДНеН|,Я Цслес°образно при-
тогрВ ДеЛеНИЯОСНОВНОеалНян,,енафог)м]1п гИХ НИЖе сРадне» энсриш нейт-
Е, казыва<т п₽оцесс замедления Стм?п!1иеспектРа нейтронов в реак-
(фермиевскив спектр) является nonini Д ВДТельно- с"ектр замеъкння 1 £
обычно ппинмН<ерГ"Й' Граница, определявшая™ •средне,П1Я сечений в низ-
Р ’• ается равной 2,5 МэВ. разные способы усреднения,
5.3. Сечения, не зависящие
от композиции реактора
109

Спектр нейтронов деления для делящегося нуклида tn имеет вид:
где Т— характеристическая ядерпая температура данного нуклида. Для
“Фи АТ1.4 МэВ. Константа С выбирается из условии сшивки спектра
нейтронов деления и <|)ермиевсКого спектра. По поскольку функция Ф(Л’)
содержится в числителе и знаменателе г|юрмулы усреднения, обычно эта
константа сокращается.
Поток нейтронов замедления
Выражение для спектра Ф (/•) ниже минимальной энергии нейт-
ронов де синя можно вывести всходя из теории замедления нейтронон. Оно
нам п<«на г бнтия для оценки факторов самоэкраннроваиня. В выводе форму-
лы бу опираться на приближение узких реюнансоп, неплохо выполняю-
щее- ! для у« тчшй быстрого реактора. В этом приближении должно соблю-
даться треоэвание. чтобы средняя потеря энергии при рассеянии нейтронов
ламп'а превышала ширины резонансов.
И колик; н< хнругос рассеяние играет существенную роль лишь при
больни >н ore нейтронов, далее будем учитывать замедление только за
счет упругого рассеяния.
Р« нспос поведение нейтронного сечения схематически иллюстрирует-
ся pi с 5 1
Pt '.1ч - Полного сечения содержит вклады реакции ‘.ахиата, деления
и рас  дли. f сченпе потенциального рассеяния пр плавно меняется с энер-
гией и может (читлтыя постоянным в окрестности (яппого резонанса. Ин-
туиция подска .ывяет. что в поведении потока нейтронов в области резонанс-
ной энергии должны быть анома тип, в чем далее и убедимся.
Ряс 5 I Схематическая иллюстрация
резонансного повеления нейтронного
сечения
/ «
rf/ 'при с1
а.1 при £
а£‘
Рис. 5.2. К выводу формулы
спектра ре К1||лнс|1ых нейтро-
мои
Рассмотрим механизм замедления нейтрона. Выделим энергетический ин-
тервал. в котором находится резонанс (рис. 5.2). Определим а таким обра-
зом, чтобы величина 1 — а равнялась доле максимальной относительной по-
тери энергии при упругом рассеянии нейтрона Тогда при энергии падающе-
го нейтрона /. его минимальная энергия после рассеяния равна а/ Можно
показать, что величина а связана с атомной массой I ядра мишени соотно-
шением
а
Л- 1
л н
но
нейтронные сечения
Г». 5.	-	- -
пр" энергии Е как ско-
далее определим
рость реакции В единице f 2д£)ф(£).	(5.13)
Рейнса макроскопическое полное ечецце
При энергиях ней^но^яер«^ня пр|)мерцо равны, так что
-•	„ макроскопическое е^еи
, «..та пеакний рассеяния в интервале 'Е при
э»ер3гиГ“р‘.Г*™”»!^-’нт'Ое ™“!' "Я1ТР0',0В’ В“бЫВШ"Х "3
аг.
При выводе выражения для Ф (£) сделаем допущение, что к -• <не оп.
редетяется упругим изотропным рассеянием. Эго дожитии ж ется
нахождении формы спектра в окрестности резонансов, что гчнть
интегрирование в формулах усреднения (э.З) и м.Н) Г дальн»
ввести поправку на малые отклонения от нзотрси ш ра< й
Следствием сделанного допущения являетевывод о щ о п и с
первоначальной энергией £’ после рассеяния будет иметь распр
энергиям, равновероятное в пределах от Е до at . Следователе ней
тронов, рассеянных при энергии Е' с переходом в интерна. 4L • гно
сти Е, равна
dE
E’-aE''
Эти рассуждения относятся к процессу рассеяния нейтроне	, л
одинаковой массы, и в этом случае величина а определена фо|	12)
Для нашей цели нахождения формы спектра Ф (£) нет необходг  ли
но рассматривать вопрос об эффективном значении а при р<ц
состоящей из смеси нуклидов.
vnnvcTЙТаем’ скол?к° нейтРонов всего попадет в интервал dE i recce
dE определяется интегралом ’ Е Е ПОЭТОму <ПРИХ0*»в «к.срыл
£ а
|	(£') Ф (Е) dE'
i	Е' ~аЕ'
имеет место бел..»
ния при энергии Е нейтрТо5ж Е "<ушеди,,1Х> нз «его в реэу льтате рассей
2| (£)	j’ S, (£) ф (£•) ПР
. Сокращая мнОжте.1ьЖ, 0™чаге.ЛМ0	’’
£ obmZtXT“X“b “ра“«~ом „ми £'
мессу рассеян,“а,“»«стие нейтронов “я??” 9Ие₽г1|й °’ Е №
10ГАа (£) 2 (£) к *,вв с ядрами сводится к про-
Нас«яиие характеризуется по-

2i (£) ф (£) dE =
dE.
(5 14)
rf£'
(5.15)
5.3. Сечения, не зависящие от композиции реактора

Рис. 5.3. Схематическая
иллюстрация депрессии
нейтронного потока п об-
ласти резонанса сечения
гёиина 1Ы1ым сечением, слабо меняющимся с энергией нейтронов. В рассмат-
риваемом малом промежутке энергий это сечение можно считать постоянным.
Тогда pci 1 нпе полученного выше интегрального уравнения есть выражение
для ос. • атомического потока в единице энергии Фо №Y
’M£) CJE.
(5.16)
В пом н .рудно убедиться, если подставить вместо Ф (£’) выражение Сг'£*
и найти интеграл в правой части уравнения (.">.15).
Предположим теперь, что при энергии £ имеется резонанс. Тогда можно
получить решение уравнения в виде
£(£) -Ь- 2,(Е)Ф(Е).
в чем опять нетрудно убедиться прямой подстановкой. Тот факт, что при ре-
шении используется приближение 2f <£) ж U, (£) — S,, n окрестности резо*
ианса. d’-гь прямое следствие предположения узости резонанса.
Плотность соударений при шертни £ в отсутствие резонанса есть
F(E) 2,(£)Ф0(£),|	(5.17)
но при наличии резттанса выражение должно иметь вид Х( (/?)<!> (Л) Но
это есть одна и та же величина, независимо от того, есть резонанс или нет его,
как следует нз решения уравнения (5.15) в приближении узкого резонанса.
Таким образом.
Х:(£;Ф(£) 1\(£)Ф0(£)’
или
Ф(/:') а^_ф0(£).?	(5.18)
Из полученного выражения следует, что форма потока в окрестности ре«
зонаиса имеет вид резкого провала, как схематически показано на рис  .1
Относительная глубина этого провала (эф|>ект депрессии) определяется чг-
ношением 1. С этим эффектом связано явление резонансного самс»кра-
нирования в нейтронных сечениях.
112
.нейтронные сечения
Глаза 5. МногогруппМЬ^_Д____--
—------- (С ГР,ЕНИЯ и СЕЧЕНИЕ РАЗБАВЛЕНИЯ
/-А хая^КРАНИРОВАННЫЕ сн
в' САМ0Э	ttln ~М)СКТ111111ЫХ. т. е. самогжр.шнро-
Теперь »ж«о ”РгГ|™ ' Д' мдо "«ста”"ть “ Г’ ,™>-
бы получить форм) Л) д. 1
f (Т (£) Фо dE J
J 1 ’ S( (Е)	J
_ J - -———-— ---------------”
3,
0Ym
L
t!E
(5.19)
—7- Фо (F) dE
J 2/(А)
&
где предполагается, что	‘v° 6у1ем рассматривать умму
Полное ма'Ф°^и'1 efKoro сечения материала nt и макроск оческих
резонансного макроскопическое и	г
сечений рассеяния всех остальных материа.юн
I. (£) = А?п, afm (Я) 4- Am»o,m’.
‘	т ’ * ж
z((£) L
(5 20)
Поделив на Nmt получим
1^1 ^tm(E) + <J0m,
Л m
(521)
где
j Л rn*
- т
,5 22)
«От '
Л»‘ т
Следовательно, <тОт есть макроскопическое сечение ошкываЮЩ» • янне
во всех остальных материалах и приведенное к одному атому »
мого материала tn. Эта величина называется сечением разбав. < и.
Выражение (5.19) после деления числителя и знаменателя и \
дит в следующее:
передо
<Tfm Ю dE
. . V а/т(^)тСот £
== -1—-----------

i j£_
g atm (£) — Cron, E
"°™ает «“«««ь эффективного
Анааогпво выражение (5.10) можно загасать в виде
Орп(Е) dl
(5 23)
сечении от сече-
о, Ы- е l®im(£)- W Е
tmg VJoJ------------------------
(5.2-1)
|____ 1 dp
Формулы (5.23) и (5 24\ и/-™,
ENDRUX для расчета эффективн^сечент? ПрогРамма* MINX ЬТОХ и
5.3, Сечения, не зависящие от композиции реактора	113
Г. Сечения при бесконечном разбавлении
Сечение при бесконечном разбавлении для данного материала онреде гн-
ется для условий малой концентрации этого материала в среде, когда влия-
нием резонансов его нейтронного сечения на расчет любых эффективных сече-
ний можно пренебречь. Для сечений при бесконечном разбавлении исполь-
зуют обозначение сгдгп (-х>). Вследствие допущении узости резонансов и бес-
конечного разбавления введение рассматриваемого материала не приводи!
к искажению потока Ф (/:’). Иначе говоря, ноток ведет себя одинаково при
наличии или отсутствии резонансов в соответствии с .законом, выраженным
формулой (о. 16) Подставляя это выражение в формулу (5.3), получаем
j (^*)
«хП1<(ос) 4----;---------	(5.25)
dl’./i
и
Эт формула справедлива как для полного сечения, так и для сечений ре
акннй хвата, деления, упругогон пеупругого рассеяния.
Иен ti ум полученные выше результаты, получаем формулы для факто-
ров с • ранированпя t в соответствии с выражением (5.1).
Д. Неупругое рассеяние
Энсртя пеупругого рассеянного нейтрона / меньше начальной энергии
/' (в СИ'теме центра масс) Их разность равна 'Пергни возбуждения ядра-
мишени. которая затем переходит в шергшо высвечивающихся у-квангов.
Нсупругое рассеяние обычно происходит при 6o.ti.hihx энергиях налетаю-
щего нейтрона, при которых резонансы проявляются с ибо и поэтому эфф’кт
самсыфанировання мал. Следовательно, для расчета среднего сечения не-
>»Р) гыо р.  сеяния м жно пользоваться формулой (5.3), в которой (функцией
усреднения является спектр нейтронов деления либо ф^рмненский спектр
Сечение исупругого рассеяния является одним пз слагаемых полного сече-
ния в соответствии с формулой (5.5).
Матрица перехода из группы g' в группу g при неунругом рассеянии оп-
ределяется следующим образом:
I	df.
° \-------------------------------(5.26)
I I »'(/•’ • - /.) ф (/. )<//:' dL
где интегрирование по / проводится в пределах группы g', а по /•’ — в пре-
делах группы g. Функция перехода IV’(/:" */ ) получается из данных 1\[)Г В
путем достаточно сложного расчета, детали которого можно найти в рабо-
тах 17. 9, 111.
В сечение неупругого рассеяния нейтронов обычно включают также с<-
чей не реакции (л, 2 л): к добавляют 2п,| . 2»>. а к .матрице неупругого
рассеяния добавляют 2ап  w->r
На этапе определения эффективных нейтронных сечений, не лишпцю
от композиции реактора, матрицу групповых переходов за счет упругого
рассеяния нс рассчитывают (хотя в некоторых приближенных мегст.щх под-
114	Глава 5. Многогрупповые нейтронные сечения
готовки групповых констант такой расчет проводится). Дело в том. ЧТг,
ине «упругого увода» зависит от спектра нейтронов. который в свою П1, ССЧе*
зависит от композиции реактора. Процедура оценки этой величины о,, ^Сдь
ется в § 5.6.	НГсЫва-
Е. Расчет величин v, p,J
ия расчета не только э<|^ектив-
ФЛШ ENDF/B содержат	,„г,троков деления /„ среднего
„ых нейронных"°™мнясреднего«осннусаупруго,..рассея-
„„я й, средней	,затевается следующи-• м:
В строгом виде выражение для
Ug^ 2________-_____________________	1 27)
|\п1(Е’)^т(С,)Ф(£')4£
£
Здесь Ф (£')__энергетическое распределение потока нейгро»
ся функцией усреднения. В качестве таковой используется	ро-
нов деления либо фермиевский спектр. Спектр иейтр< iiw	/.)
получается из файлов ENDF. В. Поскольку он слабо зависит от	нал •
тающих нейтронов Е' во всей существенной области энергий. ф< "> 27)
можно записать в приближенном виде:
(5 28)
Xm«=J X»(f*“►£)</£.
&
MIN?. = 1 МэВ‘B таком в,|'вд она пользуется, например, пр ;pjMMe
Средние значения величин v, ц и с вычистякгггя ________
’ р ъ вычисляются по следукмцнм * нм.
J vm (^)cj/rn (Е) Ф(£)4£
v ___________
' Щ —-------------------- ;
J О/П1(Е)Ф (£)(/£
&
л
I'm (£) aem (Е)Ф(Е) d£
_________________ .
J (Е)Ф
I
(5 29)
(5-30)
J Sm (t) Qem {E)<b(E)dE
bmj?---------------—
——* •
)	(О Ф (£) dE
i
где Ф (Е) есть прежняя функция усреднения.
(5.31)
5 4. Резонансные нейтронные сечения	Н5
5.4. РЕЗОНАНСНЫЕ НЕЙТРОННЫЕ СЕЧЕНИЯ
В окрестностях резонансов сечении испытывают столь резкие изменения,
что для их подробного описания в файлах типа EN'Dl 'В потребовалось бы
огромное количество точек. Поэтому прибегают к аналитическому описа-
нию резонансов, что облегчает вычисление интегралов в формулах усредне-
ния.
Форма резонансов зависит от температуры материала 1|ричика такой за-
висимости кроется в тепловом движении атомов, приводящем к разбросу
скоростей нейтронов относительно ядер мишеней (так на гываемый доплеров-
ский эффект). С ростом температуры интенсивность теплового движения воз-
растает, что приводит к увеличению относительного разброса скоростей и
изменению локального значения нейтронного сечения.
Доплеровский э<|хрект очень важен в быстрых реакторах с керамическим
топливом (см. гл. 6). Наиболее си п.ио он проявляется в сечениях радиацион-
ного захвата нейтронов ядрами сырьевых нуклидов, таких как,мй в уран
плутониевом топливе. Меныпнн вклад в доплеровский ф|х‘кг цпот нуклиды
wPu (врс. книях деления н захвата) и-'“’Ри (в реакции захвата). Вислом
роль топливных материалов в ((армировании доплеровского эффекта велика
и '-за сильных р« онапсов в их нейтронных сечениях и из-за больших темпе-
ратурных i.epi падов при выходе реактора на мощность, а также в переходных
прои ссах. характера лющих аварийные режимы. Температурная .зависи-
мость шйгринных сечений конструкционных материалов сравннге.н.но
слаба, днако нона может быть учтена при расчете (активных сеч инй
с исподы ваннем таких программ, как MINX.
Расчет резонансных сечений поглощения и рассеянии нейтронов часто
проводят с нспольюианпем	формулы Ьренча Вигнера*. Резо-
нансные параметры для этой формулы содержатся в файлах,например Е\1)Ь7
В 11иже мы рассмотрим брей г-вигнеровскин '(юрма.тизм, не вдаваясь в кван-
тово-механический смцгл таких параметров, как волновое число, статисти-
ческий фактор, орбитальный момент и др. Для более подробного ознаком ie-
ння с теорией сченнй следует обратится к соочветствуюшей литературе
В §5.5 будет показан способ учета доплеровского *(*|акта в рамках того же.
формализма
Резонансы в нейтронных сечениях подразделяют на разрешенные и нера >•
решенные Разрешенные резонансы — это такие, для которых параметры
считаются надежно установленными благодаря измерениям в условиях хоро-
шего энергетическою разрешения. С ростом энергии нейтронов сечения в
максимумах резонансов падают, а энергетическое разрешение измеритель-
ных приборов ухудшается, поэтому, начиная с некоторой энергии, мы пере,
ходим в область неразрешенных резонансов. Так, для область раз-
решенных резонансов в сечении захвата сейчас простирается до энергий ней
ронов около 10 кэВ; для мв Рч резонансы в сечениях захвата и деления пл
мерены до нескольких сотен электрон-вольт. Метода получения э<р()екгни
ных нейтронных сечении зависят от того, имеем ли мы дело с ра (решенными
или неразрешенными резонансами.
• При необходимости может бы<ь использован также мпогоуровп. мыА форы . ли ,м
который, например, реализован в программе MINX наряду с одноуровневым форма
лизмом.
Н6
г... 5. .................
А РАЗРЕШЕННЫЕ резонансы
, д=
™ Sun, эт, ton .n «а общий случай, когда учитывает,-,, „ >a„M,,W|.
примерно 10 кэВ вклад взаимодействия с < >	»t<.	IЛ , тСЛ>’'
чае о,, должен быть учтен. Разработанные в США программы 'Я\\	| Тох
н ENDRUN используют брейт-внгнеровскни формализм с vn гом вкладов
с/>0.
Поглощение нейтронов (радиационный захват плюс де :ени тракте-
ризуется резонансным сечением, одноуровневое бреит-вигнер- кос пред-
ставление которого для I == 0 имеет вид:
R‘

(5.33)
где
где А - 2л 7. - 0,002197 u 1 £ — волновое число. см	и ,
Длина волны, см; .и =/и.1 (Л-£1) — приведенная масса; 1 ‘	даво!
число ядра-мишени; gj = (2J + I) [2 (2/ К |)| -статнстнч.с,	Л?
эВ; Е"- энерпш р°ез£са ^ра^Ишеи,,: ’ ,неРп 'Трона.'
уровня, эВ; Г, - радпащ,очная Ш|фШ,а"‘эВР"г"“ 2,"Р'™“ f "е,,от°
эВ; I - нОЛ„ ш„р„и. рашя сР,ме-«х <а1>т^~	кр„„..
°°= Т gJ "F : -v=t-^.
R г	Г 2
Изданного определения cipivat
му, называемую естественной фопшн? РезП|!1Ис ”'ич,т CHvwcrpi. ;»р.
4S’“рвдг
»ей1Р0„а^ХХХСея^"ГЬ™''" ~и / > О в V
^(£ьдо;(£,.
(5.34)
*,(£)= JLy „

(5.35)
5.4. Резонансные нейтронные сечения
117
Суммирование по J проводится по всем возможным спиновым состояниям
для каждого значения /. Индекс г пробегает по всем номерам резонансов с
заданными значениями I и ./ и положениями /?г. Подробности, касающиеся
оценки параметров Г„, 1\ч Г, и/:г, можно найти в работах (7,9. IL 13|.
Сечение упругого рассеяния нейтронов для / * 0 описывается выраже-
нием
пли
пД/:)
F 1л№, (5.36)
ГП 1	{
°° Г 1+х»
Л. (/ )
1 -рА*3
(5.37)
4- сГ/и
где <тр • сечение потенциального рассеяния, слабо зависящее от энергии
нейтрона и в первом приближении равное 1лД” (/?— радиус потенциального
рассеян. Для топливных нуклидов печение А’д? !)•)() "см. что соот-
встствугт потенциальному сечению окото |(> б. Член 2л (I -| л-) учитывает
эффект интерференции между резонансным ц потенции п.яым рассеянием.
Интерференция привонп к появлению асимметрии в форме резонанса, кото-
рая пр" ’’в. ктся как провал» в ходе сечения слева or энер| пн резонанса /:0.
( еч<т|". упругою ра- сеяния раесчнтын; стоя с учетом всех возможных
вклад- в с / > б (пр-<гр immi.1 Ч1ХХ, I ГОХ, ENDRIJN) по формулам:
ог (/:)
(6.38)
где
HRj
Ц,-'-20/ Т„,(Г	17,)si»’0-b2(/	! )) Г„. ein 20,
(2/-Н)-£ »1п’Ф„
( . 30)
Квант--вл механический смысл параметров 0. Ф(, Г,,,, Цг обсуждается в 17,
9, II. 13]. Формула содержит члены (второй п третий в числителе), учиты-
вающие интерференцию резонансного и потенциального рассеяния. Возмож-
на также интерференция между резонансами в сечении рассеяния. Часто
последний эф<|м!кт предполагается малым в такой мере, что им можно пре-
небречь. Формулы (5.36) И (5.39) получены в этом предположении
Примеры резонансного хода нейтронных сечений, представляющие инте-
рес для быстрых реакторов, показаны на рис. 5.4 5.6. На рис 5.4 нзобра-
жены симметричные резонансы в сечении захвата и асимметричные — в пол
ном сч-чении °*U. I !оскольку в полном сечении большую до.ио составляет се-
чение рассеяния, интерсреренния резонансного и потенциального рассеяния
четко проявляется в виде глубоких провалов в энергетическом ходе полного
сечения. Аналогичная картина наблюдается для железа (рис 5 5) Ход иол
ного сечения как функции энергии нейтрона для натрии показан на рис Г» 6
Интересно отметить, что в данном примере рассеивающие резонансы всю . ic
тн 3 и 52 кэВ имеют примерно симметричную <|юрму в от шчие ог резонансов
кри более высоких энергиях.
РИС. 5.4. Резонансная картина полного сечения а,(Л и сечения з 1=	«
стн энергии нейтронов 0,5—4 КэВ для L
50
10
1,0
V
ofr
0,05
0,01
5	W	50
Энергия нейтроноб, *it
0,5
^.5
10
Рнс 5^ Ра?™	^peuw кей/проноб
ансная карти(!а полного

120



В. ОБЛАСТЬ НЕРАЗРЕШЕННЫХ РЕЗОНАНСОВ
. п г’птпооп резонансные параметры (г
в Области энергий ^'^ХететеньЛт. е. в области мера фе11[еп1„;
1 - Г’} 3K7efSSS > е7,троннь«‘е сечения рассчитывают исходя нз „е
резонансов), эффектнвнь	; т;1К)(С оценки получают н < Данных д,1я
которых средних опенок пара. I	количество резонансов D u
*«1. разрешенных резон вж«И.». «и	да,
ш " w"»'" Лнззо, ове.п.вают. , ,рсд‘*
де резонансам!  с|чТО распределение нейтронных р. 1Н;щИ011.
”Р',''“л X™ , пУрин разрешенных резонансов. 11'фтср u I . . '.. у.^
, ™ |S н о оип нодчнврюте» Х=-раенрелеленню с рзгтнч, и
"'„„ей свободы. Рааяашюнные ширины флуктуируют слабо. чт являете,
частным случаем'/р-раенределенн)!, когда число степенен своб ,ч . ... т.вет,,.
ко Дтя делительных ширин число степенен свободы оценииш	равным
3 или 4. Нейтронные ширины в среднем растут с увеличением -н	ц по м.
кону УЁ, поэтому введено понятие приведенной нейтронн >й	Г*,
равной Га/УЁ. Приведенная нейтронная ширина переднем ыЖне
зависит, се флуктуации от резонанса к резонансу значител! 1Ы и. ывлют*
ся '//-распределением с числом степеней свободы, равным ед 1
В америюзнскнх программах расчета эффективных иейтр- i ченнй в
области неразрешенных резонансов используются методы	маивя
статистических распределений ширин, предложенные i'pnfve	,чин
сом 116]. Величина 1\ принимается постоянной Распре и - тигель-
шенных резонансов	° ,£) в области нерыре-
5.5. Доплеровское уширение резонансов
121
пых ширин описывается набором пяти рапновероятиых шаченнп 1\. а для
приведенных нейтронных ширин — набором десяти равновероятных дна-
ченип 1 ". Расчет сечений ведется для всех комбинаций этих параметров, и
результат находится путем усреднения величии, входящих в формулы
(5.23) и (5.2-1).
Сечения деления и радиационного jaxeflra для '•’•'’’Ри в области не-
разрешенных резонансов имеют важное значение для быстрых реакторов.
Соответствующие данные пока шны на рис. 5.7. При энергиях ниже пример-
но 0,3 кэВ начинается область разрешенных резонансов. Для оценки коэф-
фициента воспроизводства необходимо знать величину а (отношение сред-
них сечений ia хвата и деления). Измерения этой величины очень трудны, и
ее neonpt елейность долгое время вызывала беспокойство расчетчиков. Од-
нако в последнее время неопределенность а существенно уменьшена.
5.5. ДОПЛЕРОВСКОЕ УШИРЕНИЕ РЕЗОНАНСОВ
А ОБЩАЯ ТЕОРИЯ
Как отмечалось в предыдущем параграфе, эффективное сечение следует
рассчитывать с уч* том rt ir.rc>н<>( о шнженпя атомов в облучаемом материале.
Это важно для опенок скоростей нейтронных реакций d реакторных средах
при рл *личных температурах. Скорость реакции (приведенная к одному ато-
му в кубичсск* л саигимстр*-) определяется произведением *ф|ективлого се-
чения о , (/.') на нейтронный ниток • !>(/). (дест, индекс v относи гея к пронес-
сам рядиацн нн"го ахвата, делении или упругого рассеяния. Поток Ф есть
произведение платности нейтронов п на скорость нейтрона у н лабораторной
системе координат Ранее предполагалось, что ядра-мишени неподвижны.
18вс 5.4. Во.горы ник»тельной скорости
i . йтрОИ > >1 Я Ц1.1 мишени
Теперь мы дадим такое оп[ с деление эффективного сечения, которое давало бы
правильп* с .начеинс ск* pt сп и реакций для ядер, находящихся в тепловом
движении. В этом случае введем обозначение сечения о,/>0(, (сечение с уче-
том доплеровского уширения).
Ядра, находящиеся в теп тоном движении, характеризуются некоторым
распрг.к гнием скоростей Пусть скорость нентр на в лабораторной систе-
ме координат есть v, а ядра-мишени V, тогда скорость нейтрона относ ни-ль-
но движущегося ядра есть v • • V (рис, 5.8). Теперь отметим, что доплеров-
ский эффект возникает за счет компоненты скорости V, ларалле тьной на-
правлению полета нейтрона v 4то направление выделим осью г. Тогда нас
будет и нтересовать компонента скорости ядра.
Эффективное сечение определим через скорость реакции следующим об-
разом:
а оорФ л о,*/то п |' \v У|ох(о-	( Ю)
Ь
При этом мы учли что сечение реакции о. зависит or г-компоненты скорости
ядра. Первый множитель подынтегрального выраж-ння г. гь модуль отно-
сительной скорости |v— V|. Р tV.) представляет собой максвелловское
122
,₽ нейтронные сечения
Главе 5. МногогрУ^----------------------
движения ядер вдоль осн 2-.
/ иг? \
втгпя соеды: k - постоянная Г>олы(Маяа
температур Р чт0 ПОЗВОляет сократить
1Д1Ч пИ.. .	уравнения (5.40). Тогда
эти множители в обеих частях yi
00
о
Ox, Dop |
I*
 , v аирпгетической переменной, так ; нас ин*
Далее необходимо перепт i ? рТа п0формулам (5 23) и (5 ’4). где Е -
тересуетсечение ох, doP (ьм- f координат. Для э. !НСВ|1М
энергия нейтрона в лабл	в i неитр , M v
связь между Е и Ес — энерг пси 1
Ев=4н^--1"'-
где и - приведенная масса, используемая в формуле (5 >3)
]v_v|2^-d2-2vV-5-iJq«t':—2cVco$0 « у* 2 5
(угол 6 показан на рис.5.8).
Кинетическая энергия равна
£ = —ии2.
2 '
Подставляя эти выражения в (5.43), получаем:
paenpe.we.we • скорой
P (1 r) ~ 1/ 2n A 7
r'le Af ~~~ мзсся ядра, £ r|
Так как V « величины <. id ,
ЭТИ MHO^flTCVIM »	..... • •
(5.42)
(5.43)
(5 44)
(5.45)
(5 46)
dv. -Jh-
Далее, подставляя (5.41), (5.46) н (5.47) в (5 42), при ходим к чпю для
Oa:,D0p(E):
Л)	_ -
(5 47)
^Гехр
Ес нЕ—Д?НТтогдаЬкак\псРече,,ны“Н величин ми ияются
велико по отношению к резонансХ™ <7 ° КГ™ ’T'S
Ео, получаем:	энергии г.о. Поэтому я см
1	/	---<»
°.r.
о
—— (£- £c)«
. (5 4й)
Dop
U
4рЛ7Т,
«M^Jexp —
о
* Стро
б^нияДкриОстал”и\ТскеР-аТУРаХ	СП₽ав€АЛ"»° Для гл >Х>1 <(*•
описывает также 7счпп>( ₽ешетки> Максвелловск^Мп^еЛК Де<^я- опнсыв; >tW"6 «О'**
риалов дебаевская теипе'паАВК;ке'!Не ато«°в в твеоз£агСП,ИДеЛсННе У^омеп . ягель*
зуемое здесь газовое пХиУ₽а Не е«аьво отличаете. ДМ“‘ Для большмкст ««•
мя быстрых реаКтороРвНб'1ИЖекие пригодно W• дадп" ?>KH*T"0» Поэтому
* '	«пазоьа температур. х..р«жтер«ых
d£e. (5 49)
5.5. Доплеровское уширение резонансов
123
Б. ЭФФЕКТИВНОЕ СЕЧЕНИЕ ПОГЛОЩЕНИЯ
Теперь получим выражение для эффективного сечения поглощения с уче-
том доплеровского уширения <тг, (/:) (для удобства чтении, далее индекс «Dop»
опускаем). Рассмотрим только s-взаимОденствне нейтронов с ядрами (I =0).
После подстановки (о.33) в (5.19) выраженне для (Jrt(E) приобретает вид:
oJE)
1	/ 77 ~	1
Г у п I 4|1*7Т ] J Г
о М Г/2 /
ехр
(5.50)
Введем следу кмине обозначения:
(5.51)
(так наз1лн«н'мяя доп.кронск.1Я ширила резонанса, измеряемая в электрон-
вольтах).
о ГД.
у fj:rc* .
Г 2
Ранге была вве сил переменная
Л
(5.52)
(5.53)
км. формулу (5.33) в определения к ней].
. ir \2	Г
Нетрудно убедиться, что (£ — Ееу (x — .vr и * — tit/.
Тогда (5 30) можно переписать следующим образом:
— О* к-»)’
4________
14V
где пределы интегрирования по // (в соответствии с пределами изменения ЕЛ
распространяются от— оо до оо.
Определим функцию (0. л), сщисывакшую форму ливня доплеровского
уширения:
Ф(0. х)
и
2 Уя
оо
ехр
н->
dtj.
(5.55)
Тогда получается формула (5.5-1):
о.Ьу Ф(Н. х).
(5.56)
Сравнивая полученное выражение с (5.33). приходим к выводу что ее-
тественизя форма линии после учета теплового движения атомов к-ргхошу
В форму линии доплеровского уширения, которая также симметрична отно-
сительно резонансной энергии. Значение сечения при энергии Le уменьши-
124
тлимые сечения
r„„ s.	---------
«ЙПООТИВ, сечение возросло. 3i|x>KT
aHCfioii энергии. н> г , 59 д|ожно показать, что
дайер«№го ушпре»..»	"ровех.ият так,„,
„.„мнлпрнпе максимума И и У___сохраняется.
> Под Р"и,,1"-"^пиомерцостей. связанных с доплеров-
выявлен ряд за*_ |; аРвторяМИ). Например. при страд,
ским уширением	поптеровская форма линии стр' < i к осте-
лении’температуры Т к_”>л^да’тьР Другое-интересное свойство состоит
лось, но вдали от Pe^’J
уменьшение waKC1,7’nn, оезоцапсом
образом, что площадь под р _
В свое время был l_....	-
ским уширением
ПППЛСР
ствённой, как и следовало и.
Рис. 5,9. Иллюстрация эффек
та доплеровского ушнре
резонанс:»
I — сечение при темп.р1ттр< Г
у - при Г>0
в ТОМ. что интеграл по резонансу с весом асимптотического ст 1 Г (так
называемый резонансный интеграл J оа (Е)~) не зависит от	-некого
уширения. Это означает, что эффективные групповые семени	условий
бесконечного разбавления не зависят от температуры матери.
время интеграл от эффективного сечения о, (/. i '1 *
самоэкранированный поток, определяемый выражением (5 18)1 явно заве-
сит от температуры. Наблюдаемая скорость реакций ПОГ.тощенн . слу-
чае доплеровского уширения. Это связано с отмеченным d ' тъема
сечения на крыльях резонанса, где искажение потока мало В « тйнй?й
же окрестности резонанса депрессия потока стать велика, ч	акции
там практически не происходят в любом случае. Важным с м этого
является зависимость эффективных (самоэкранированных) с. ин от тем*
пературы, а также температурная зависимость доплероиск.  [неип
реактивности.
Из предыдущего рассмотрения следует также, что темиерату р» ’ лвнеи-
мость эффективных сечении поглощения становится более слабой i mj раз-
ИЯаЧе говоря’ существенно определяется с г  оннент-
3dxbei те ПрАЯнТ^вязаносро‘’И1ЮмакРОСКО(1ИЧескогопати< то сечения Т| в
сырьевых нуклидов. Некотоо™ т™ СХодет8° ” одинаковую , нх ««
та возникает при изучении коэжж К0СТЬ в механи^ ДОПлерс к кого эффек-
обходимо нро^,^ н’К°*’’еитов Ревности. ДЛЯ которых ие-
функпии ценности). Эти вопросы рассмотрены в^ 1yC6P€;We,"K‘ (П0 ПОТОКУ “
В- наложение резонансов
При практическом применении а-п
;ает сложность ?”" 6 241 *1Я Расчетя
тивных сечений возникаетсложипгти Г '	-**4 для чета
помпе3 ™8' ^апрпмеР> если два прз/н'426 НаложеИНЯ резонансов раз«ыХ
Э?от воппТ'кЛ постоянстве сечения Т?.част,,чН° перекрываются, то
Р L в§ а.З не обсуждался. Р ^^‘ИИЯ станс.внтся неверным
5.6. Расчет эффективных сечений для реакторной композиции
125
Влияние взаимного перекрытия резонансов на эффективное сече пне
невелико. Однако это не так в отношении температурной зависимости эффек-
тивных сечении, т. е. доплеровского эф|>екта. I емиерату риое приращение
сечения есть разностная величина, чувегвитсльная к резонансной структуре
нейтронных сечений. Доплеровский эф|ч?кт в быстрых реакторах подробно
изучался многими физиками, в частности Грнблером и Хатчинсом, Николсо-
ном, Хвангом и Хаммелом (в Соединенных Шоттах Америки), Фигнером,
Роуландсом, К оддом и Колли илом (в Европе). Было показано, например, что
наложение резонансов кеобхо игмо учитывать при расчете вклада делящихся
нуклидов в доплеровский коэффициент реактивности. Обзор но этой теме со-
держится в моно! рзфнп Хаммеля и Окреита |5). Теория этого явления до-
статочно сложна и в нагнем изложении будет опущена. Отметим только, что
в программах расчета эф|х?ктнвных сечеппй (Mli\X. i ТОХ. ENDRUN)
предусхк ipc-на возможность учета наложения резонансов.
Г ЭФФЕКТИВНОЕ СЕЧЕНИЕ УПРУГОГО РАССЕЯНИЯ
В с» Ченги упругого рассеяния нейтронов доплеровское уширение также
необхе дп • >’<!пышпь. Соответствующее эф|н»ктиипое сечение (для / 0)
записывав гея в следующем виде:
где
". °e“ ’F(°.	z(°. .v)+o,lt
Z (0. х)
2У^-
< > 57)
i > 38)
Функция х *) описывает воздействие доплеровского уширения на пнтер-
ферсини иным член в выражении для сечения упругого рассеяния 2г'(1 + *’)
(формула ('> 37)) -ha функция сохраняет первоначальную асимметрию резо-
нансной формы сечения.
5 6 РАСЧЕТ ЭФФЕКТИВНЫХ СЕЧЕНИИ ДЛЯ РЕАКТОРНОЙ
КОМПОЗИЦИИ
А. ОБЩАЯ СХЕМА
По. ле получения зс|х|<ктнвных нейтронных сечений, не ш висящих от ком-
позиции реактора, возникает тадачв подготовки групповых констант для та-
данного состава материалов в активной ише. а также в зонсвоспрои июдстна
Это делается на втором -лапе расчетов в методе факторов самозк ран и роил и пя
(например, с помощью программ SPHINX |8), IDX 1Ю| и TDOWNH2I).
Задача сводится к нахождению сечений разбавления а0 для каждого ма-
териала и последующей интерполяции табличных факторов само.краннровя-
ния по о0.
Алгоритм расчета представляет собой итерационную процедуру, потому
что искомое сечение разбавления каждого материала зависит от .-х^ректии
ных полных сечений всех других присутствующих в реакторе материалов
Итерационный процесс выглядит следующим образом.
Первая итерация. Задание некоторых начальных оценок труппииы .
ных сечений для каждого нуклида oting (например, значения при бесконеч
НОм разбавлении).
5.6. Расчет эффективнь|х сечений для реакторной композиции
127
126
овые нейтронные сечения
Глава 5. MHOrorpy-^L_—-
0,95
<7,90
М5
О.ЗС
1.111-	•' ’  —-- Г t,
7иС ® ГСГ ® к
Сечение разОабй&шя . 5
„	«Ж) Пример расчета факторов
Р,,с «гного самоэкракировання
pe-^n Zсечений ”*!’ при разлнч-
W"S ссчсшгях разбавления а0 [2]:
, сеч„т другого г< пад-
.'Т^иие: J-сечение р»дн
„ое сечсияе; - тв;(Та
радиационного
Л Z5
каждого нуклида по начальным
Расчет сечения разбавления для
“^Хефзкгор»
'TS5XK>-==:	*" ™ “ ”д'"”
Ф°Рвтор?ая>1|1 последующие нтераикн.^ Повторный растет о	I я. ко.
вечного результата по o(ni? в первой итерации.
Повторное определение Дл>
Повторное вычисление о( mg.
Сравнение значений oiHlg в этой и предыдущей итерация
Продолжение итерационной процедуры, если критерий 	и не
достигнут.
Результатом итерационной процедуры являются значеин
для каждого нуклида, подученные с заданной точностью Ир.- л Тре-
буется несколько итераций.
Сечения «увода» из группы за счет неупругого рассеяния к	от-
ветствующи.х переходов не зависят от композиции реактор.! Ра -мча-
лось, что неупругое рассеяние деггствует при больших энерпг s тф-
фект резонансного самоэкранировання мал. Поэтому эти дакнь	i на
бор групповых констант, рассчитанных на первом этапе
Может возникнуть вопрос о способе интерполяции факт »р< ;ракн-
KvB зав,,си?,ости от течения разбавления /ггл. (о„) В и рзммах
ч РШах и 1 DX интерполяция табулированных значении ;	) прово*
nnT.?vHa °Ci!0Be annP°KC,[MawiK этой функции гиперболическим лигеисо»
Р“‘Мер Интерполяц,1и п^а^н на рис. 5.10. Использовалась
четырехпараметрнческая зависимость
f(a0) = HthB(lnG0 + Q + D
нз решения уравнеюпЪ^ябг1'3 гранич"ых У«овий. параметры В и С —
<т0- В программе TDOWX пр£енаВ--НЫХ ЗНачений в ближайших точках
чек^маешХьТ™ РаЗЛ°ЖеН^
другая схема интерполяции функция
в ряд Тейлора вблизи соседних то*
Б. СЕЧЕНИЕ ЗАМЕДЛЕНИЯ (..УйОЛа и, гг.
“ из ГРУППЫ) ПРИ УПРУГОМ РАССЕЯНИИ
Для расчета зависящих от клмппп
нов Ф (£) достаточно знать в прибллжмш сечен”й Реакций спектр нейтро-
ров самоэкраиировання. СеченаX”?' нспользуеыых в методе факто-
япри упругом рассеянии
более чувсл bi цельно к форме спектра внутри группы, особенно если ширина
группы велика по сравнению с максимальной потерей энергии при упругом
рассеянии пси iрона (1 пипчпая ситуация для кохикгищий быстрых реакторов).
Рис. 5.11. Летаргические и
энергетические перемен-
ные группы с номером g
Группа д
I ---f----------------«у- Г
ч	Группа д ___ц9
ввма; приЕ * I ^ятОиприи
~ 9	----, г
<х£	~~ 	</ *
Энергия	Лffтарная
Выражение для а. rm< можно получить из рассмотрения схемы замедле-
ния на рис 5 II На основании приводившихся ранее комментариев, касаю-
щихся потерн шергнн при пилройном упругом рассеянии нейтрона, величи-
ну выра им следующим образом:
Г/а
иД Д’ »(С)Ф(О z/~	(5.60)
J	I'- — 6С G
где (Е —а. ) (Г — а/ ) — доля ней тронов, рассеянных при энергии Е и
выбывших за пределы группы. Удобнее использовать связанную с энергией
летаргическую переменную и:
Е Ео схр ( и);
<1» (/. ) dE - — Ф (и) du:	(5.61)
I 1	г !-Я
и ив—In— при
* а	а
Подставляя эти величины в (5.60), получаем:
Ф, (	"„W'I>W"P.l~l“r “>!-	(5.f,2)
1—«ги
Для условий асимптотического потока |с.м (5.16)| л .,,, (п) н О' [и) есть по-
стоянные величины В этом случае величину о, будем выделять обозначе-
нием (ar,wf)01 тогда
(".,»,)« ^=4-.	(5.63,
i\t4g
где — средняя логарифмическая потеря энергии:
U 1 + т2^-	(5.64)
1—От
Чтобы учесть отличие реального потока от асимптотического, сечения ia
медления определим более точно через плотность замедления:
Фт(«)	ЕМ<*гп1(«)ф(и).	(5 63)
Это соотношение записано в предположении, чго функция фт (и) имеет
кусочно-линейный вид на отрезках между серединами групп в летаргнч»
ской шкале и ее среднегрупповое значение равно шачечгию в средней точке
Точное определение а..гт. в рамках такой модели замедления сводится к
трудоемкому решению алгебраической задачи Соо-гветствующий алгоритм
128
,л нейтронные сечения
Глава 5. Многогругповы^^_	-	_
,ме TDOWN. Более простой метод
описан в I121 u	в точке М’м,, которая опрела
поправки Ост» j основан на Р*ч
ется соотношением
„^-О.бй...	<5«)
в пре„......	прел—...и *,'.«"«« <„ («) ныра.
женпе для cjms имеет вид.
Vernig (^ering)o

V> 67)

необходима итерационная процедура.
потому что эти	я'*,//*а7 ,Гв качестве начального г нжсння
рые сами являются фу Ц сходимость итерационного про; коитро-
можно взять значения (o.rm Jo- сходимии» ‘
Для нахождения знл™!иот грузовых иотоков [через 4	(«)1. коп;
потому что эти	мн 0, Р3в качестве начального npi блнжения
рые сами являются фу ,_Ц г'ч.г"и,гМПГТ,, Нтрпяинонного пос контпп.
л^^'о^шм’крите^, требуемой точности решения .
(Ф^.	1 —t1!1!? «Pg+iJ
(<I>g lpg+i)v
(•*>-68)
где v — номер итерации.
Сделаем последнее замечание, касающееся расчета
энергиях (при которых в качестве функции усреднения неволь  нектр
нейтронов деления). Простым приближением для и .ти. бы.  джипе
|осда{/Ли. Однако величина ; определяется для условий аелм тческого
потока 1/f, поэтому необходимо внести поправку на его отличи- пектра
нейтронов деления. Способ введения такой поправки рас м< III].
В. ПОПРАВКА НА МЕЛКОМАСШТАБНУЮ ГЕТЕРОГЕННОСТЬ
Все полученные выше формулы справедливы для уч. опий i  . иной ре-
акторной! среды. В большинстве расчетов быстрых реактор'	выь
ванная этим приближением, мала, потому что длина свободи г- бега бы-
uLurn нентронов превосходят характерные размеры тепловыделяющих эле-
своботного^пХ^'4 к?налов- °А,1ако в резонансной области энергий длины
риватьпезоилн™мйт₽пР0П0В'ЖеНе010,111 велвки’егл,1> например, рассмгт-
дХельно S 30ВТОПЛНВ1,ЫХ табл*™ ~ Урака и плутония Сле-
сти. ’	' рогенностп .может проявляться в резонансной обла-
лидов .можно введенном и^остоТ	сечения топливных нук-
н^ьного приближения /пнпгвя и 0Прлвкн па основе так называемого рацио-
Вишера) В »еа
из тепловыделяющих элемент™ pJ. 6 ДЛЯ ^Роятности утечки нейтрона
решетки из твэлов, раздечеииых “taTPHBaeTC« геометрия периодической
Ров - сталью и натрием! ПпеТтожА^г^64 'В случае быстрых реакто-
тода введения поправки для устови^л1 Беллом И'1 модификация этого не-
зультаты. Метод реализован вZп.дает хорошие ре-
Суть меТОда заодает"„‘. ₽ϓÄГМХ 1 UX-TIX)W\. SPI1I W
топливных нуклидов. Д.1а этого пяРГ2преде-1сн"» сечения подбавления о.
имитирующую теп.ЮВЫде.1Яад?111₽ Расчетную ячейку (рос 5.12).
утренняя область ячейки запотнена'тп7 Б Ц1**'п,нйрнческон' теометрнн-
заполнена топливом, наружная -смесью ста.™
5.6. Расчет эффективных сечений для реакторной композиции
129
и натрия Определим сечение разбавлении топлив-
кого нуклида в условиях гетер о ген пости сле-
дующим образом:
— а(,„ • а,т.,	(5.69)
Рис. 5.12. Геометрия рас-
чета поправки л л тете
рогсниость
/ топлнно; 2 — оболочка и
тенлонпсиг» II.
что аналогично соотношению (5.21) для гомогенной
среды Г.слн будет найден способ оценки по-
следующие расчеты эффективных сечении, завися-
щих от реакторной композиции, будут в точности
следовать схеме, в которой используется обычное
сечение замедления ст0,„.
В целях оценки п0„, введем определения ряда величин. Для величин, за-
висящих от энергии, значениям в точке / бу гут соответствовать оценивае-
мые значения полного сечей и я Х(: Р,— верой гное и. оно, что нейтрон С
энергией / испытает следующее соударение в области I (в которой предпола-
гается равномерное по объему распределение источников замедленных нейт-
ронов. приобретающих энергию £)*,
5 — поверхность раздела областей / и 2 (равна
V, — объем топливной ячейки (равен у /Щ);
Vt—объем внешней области, заполненной сталью и натрием, равен
Г — '>бъем всей ячейки (равен V2);
полное макроскопическое сечение в области /;
X; полное макрос копичес кое сечение в области 2:
Л mt ядерная плотшк'ть топливного материала т в области I;
\'т- средняя ядерная плотность топливного материала tn в гомогенизи-
рованной ячейке;
А । ядерная плотность всех нетопливных материалов в области /;
\	• средняя ядерная плотность всех нетопливных материалов и области
/ в гомогенизированной ячейке;
't’t — нейтронный поток в области /.
Скорость нейтронных взаимодействий в области Л приходящаяся на еди-
ницу объема томенснизироваиной ячейки, есть X/I’i iZpVj. Аналогично ско-
рость взаимодействий для областей / и 2 можно представить и виде
< XjUi) V) I ) (1 Р,). что приближенно равно 2(Ф,. Хотя средний по ячейке по-
ток слегка отличается от Фр большинство взаимодействий происходит в об-
ласти / Поэтому запишем:
(•>.70)
Предложенное Беллом выражение для Р( в рамках рационального при-
ближения содержит параметр т,:
Параметр Tj определяется следующим образом:
Ti
(5.7
с
г
5 3»». 12S2
130
нейтронные сечения
Глава 5.
После подстановки в (5.70) получим:
V _ zvt лТ1) ~ •
=• f Л- рц	4~	Л m *j G<rM *)
Так как ,Vml = Л^И/Г, и	И Гр
~ m <>im	m ' H<nj ’
я7/и
то
(5.73)
(5.74)
V
и
Л m I
П1
Am	jVm /п'тм
!.' =Д in относится к области /.
правой части соотношения (5.75) п нырлжс-
Здесь сумма по tn'
Обозначая второй член в
ние для переписываем в виде
/Vm	Л ™
Сравнивая (5.76) с формулой (5.69), получаем.
0Qmr —	4"
(576)
Tl У»
v„, V
Подчеркнем разницу между оат в (5.22) и о'0т в (5 77) обе i ны оп-
ределяются одинаково(с учетом гомогенизации ячейки), но в выр для
ohm учитываются все нетопливные материалы, содержащиеся т топ-
ливном объеме. Сечения стали и натрия входят в выражен»1
только через величину полного сечения Г. в выражении для г	гР
5.7. СВЕРТКА МНОГОГРУППОВЫХ НЕЙТРОННЫХ СЕЧЕНИИ
Рис. 5.13. Схема перехо-
да от узких групп g к
широким G
групп Часто ппихпп хторных Расчетов зависит от числи эне кик
расчетам В то₽ время	К малогРУпповым И даже сдн г|* . шм
почти вепревыв!™чН₽пг^Илы ядеРных лан«“Х |тнла EXDl 1. .ж.ног
групп в системе эффективных се^ Ю зав,|С||М0сть нейтронных сечений. число
Учете резких	'° До 1 *
групп достаточно для одномерных Пйсиг ибыть ” ба1Ьше^ Так число
Обычно проводятся с небольшим ’inCToM^vn^V^ Х’ ” 7РехмеРныс Рлечеты
ла нужно знать отношения скорости. п^Р П"'^й анал«за ttct.thbi цнк-
ные могут быть получены с прнемтем^й тп'И МХ1Мта н Дв-тення Такие дли-
тах, хотя нужно иметь в виду что oi«r' Точнос'ГЬ10 в одногрупповых рэсче-
редкой «Sy3TUe Активные сечения в оп-
Разных стадиях цикг тГ Г ^'1,,ы выгорания на
Сходимость в методике! ,М ^Р33™- »«еется не*
ннй Для переход пт г >€₽еД«ення (свертки) сече*
тему.	ьшего числа групп к мень*
ч,]- в первокГподхпГй0^'? к Реше"»ю этой зада-
Стей реакций, во 107 охранения скоро-
описывается певвыг. „ “ ' Реа»пнвности. Ниже
более часто. °Дход, который используется
С‘Л,
5
5.7. Свертка многогрупповьтх нейтронных сечений
131
Рассмотрим схему укрупнения энергетических групп, изображенную на
рис. 5.13. Предположим, что несколько узких групп (с индексом g) объеди-
няются в одну широкую (с индексом G и нижней границей Eq). Сечения ре-
акций захвата, деления и рассеяния любого материала, усредненные и широ-
кой группе, определяются Соотношением
fG-l
о.щФв ( пд.(Л)Ф(£)с/£;	(5 78)
Gjtc'I’g i osHl> .	(5.79)
«€-<7 к
neg обозначает включение узких групп вшнрокУЮ. ТаккакФов <1> ,
то	« -О
П о	.	(5.80)
х * / <е0 *
При усреднении транспортною сечения /т1г необходимо сохранить вели-
чину утечки. Следовательно,
с0 -I
/ Gtr (fc)X (О ф (Г) df?
а|10	;	(5.81)
*0—1
~ о1г^Ф,
о.го -------------- (5.82)
«t-a
Отметим, что усредненное шаченле транспортного сечения зависит от
композиции реактора не только через потоки Фи, но н через коэффициенты
диффузии Dt.
Обычно ширина укрупненных групп настолько велика, что переход из
группы G при упругом рассеянии происходит только в соседнюю группу б',
как показано на рис. 5.13.
При этом условии
^вго п<£—в'	i 'I’» if n-*t' j i	(о 83)
geo goo' I gi a
Здесь o...-.g- есть матрица (еченнй переходов, которая учитывает пере-
ходы из каждой группы g в последующие (более чем в одну при достаточно
малой их ширине) Если же возможен переход через укрупненную группу,
следует ввести соответствующую матрицу таким же образом, как это делает-
ся для неупругого рассеяния.
Матрица сечении переходов при неупругом рассеянии для широких групп
получается из соответствующей матрицы для узких групп по формуле
о/о—о' i i Oig—g' Ф»>	(5 a l)
где G' — номер некоторой группы ниже G.
Сечение «увода> из группы за счет неупругого рассеяния есть
а:гО "• i Ow-С'-	1,5-85)
О' о
132
„	сечения
Глава 5.	----------
.. nvriT.bi выражается следующим об.
Полное сечение для укрупненной группы
разом:	>
т место следующие	ReJ"4‘’" *’
Наконец, имеют место след.
р и £:
£с = V t 0 (D / д atg 1 (
 «Гс I «еб
(5 87)
(5 88)
(5 89)
(5 90)
ЗАДАЧИ
„	„«гл пллпм-я в задаче 4.5 определить <>1 rpvnno-
5.1.	Для условии реакторного рас	JW 4,
вые нейтронные сечения захвата иделення Д 1Я i
««Рин продуктов деления (данные, необходимые для аиали «иного
5 2 Предположим, в сечении захвата нейтронов ядрами 1
' ' ный резонанс при энергии 500 эВ, и резонансы других матери в об-
ласти этой энергии отсутствуют. Требуется схематически « ить
зависимости потока Ф (£) в области 500 эВ для следующих
а)	объемные доли стали — 35%, натрия — 25 %. u- Th< К »;
б)	объемные доли стали — 35%, натрия — 25 "о, топ л и	(1 О,
-РиО.,) - 40 %.
5.3. Предположим, имеются табличные данные по групповым иням и
факторам самоэкранировання в зависимости or ad Необхо шш подго-
товить эффективные сечения для типичной композиции акти юны
реакторов БН. Перечислите подробно последовательные действия по
определению сечения захвата нейтронов ядрами “’ll в групп
5.4. Рассчитать полные нейтронные сечения для нуклидов L. Pu. F \а и О.
сечение деления для *38Ри, сечение захвата для в энергетической
группе] 5кэВ. Воспользоваться следующими данными no i «нями
факторам самоэкранировання:
Нуклид	m	°tmg t“). <5	<4. 6		tcr*g	
2Э$и	1	И	so	0.5	0.3	
239ри Ее	3	14 12	105 10 w io	0.9 0.5 0.9 0.7	0.9	0.1 1.0
Na	4	6	(0» 10	1 0.3		
			i(p	n.9		
0	0	Q	10	0 8		
		0	10»	1.0		
asp? Pu = nf-2g	») = 2 6; °°) = i 6.					
6.1. Вводные замечания
133
Предположить, что / описывается линейной зависимостью в шкале
1g по ПРИ как показано па рисунке.
Тлб.ища ядсрных плотностей, ядро/(б-см)
Топливо.............................0.02
Fe................................. 0.02
Na................................. 0.01
Обогащен е Топлива 20 %.
Использовать критерии сходимости:
"4-В
(Н
^<В,
о
п
где г — hi М’ р итерации. Задать некоторое шачеиие е.
Глава 6
КИНЕТИКА. КОЭФФИЦИЕНТЫ РЕАКТИВНОСТИ.
РЕГУЛИРОВАНИЕ
6.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Эффекты реактивности необходимо знать, во-первых, для расчета
переходных процессов при анализе безопасности и. во-вторых, для расчета
системы регулирования, обеспечивающей нормальную работу быстрого ре-
актора. 'I жно выделить следующие воздействующие на критичность эф-
фекты. важные для проектирования и изучения безопасности ЬР
!) и вменения размеров активной зоны;
2)	доплеровский эффект;
3)	изменение плотности или количества натрия в активной зоне;
4)	выгорание топлива и соответствующее накопление продуктов деле-
ния.
Система органов регулирования предназначена для компенсации всех
возникающих при этом реактив постных возмущений в процессе эксплуата-
ции реактора и, кроме того, должна гарантировать безопасность при
возникновении аномальных (аварийных) условий.
Глава начинается с рассмотрения уравнений кинетики быстрого реактора.
Затем перейдем к определению сопряженной функции и теории возмуще-
ний — этот параграф необходим для понимания сущности реактивноегных
эффектов. В следующем параграфе вводятся параметры кинетики, такие как
Ни/ (эффективная доля запаздывающих нейтронов и время жи ши). обсуж-
дается различие этих величин для тепловых и быстрых реакторов Заклю-
чительные параграфы главы посвящены различным типам эффектов реак-
тивности (кроме эффекта выгорания, который рассматривается в гл 7).
а также вопросам, связанным с регулированием быстрого релкюра
енть1 реактивное Регулирование
134	Г,^ , Кине^. КОЗФФ-^-------------—	-
'	6 X КИНЕТИКА РЕАКТОРА
м ,1Я теплового и быстрого реакторов.
Уравнения кинетики oa«',a,<oa“ е^чечноЛ кинетики лучше удовлетво.
Однако так называемое приближение то	связ„ оказыв
мет условиям быстрого Реа!^1аЯ натронная связь в реакторной системе
лее сильно выраженными. ь^ша" "ы ваРется функцией простри пет венных
означает, что нейтронный поток	разделяются.
„ временной переменных, которые и ]( составляеТ суть прпближе*
Предположение о Разделе""’'* ,)СПозьзуется в машинных программах
ния точечной кинетики, оно ооы	п'ереходе к быстрым р акторам
для решения задач по безопа . „ОщКостью от 1000 до 2000 МВт адача
больших размеров ?лектр'{4^ ик„ (т. е. оценка стабильности р- актора)
пространственно-временной	ся ср с гетерогенной актн й .оной,
усложняется. В особенности это ка	- ..мнп|
Однако эти вопросы выходят за рамки данной книги.
А. УРАВНЕНИЯ ТОЧЕЧНОЙ КИНЕТИКИ
Уравнения точечной кинетики имеют вид.
^1=Ы.д + У а(С/;
" А
да=АГ1_х1с((‘--Пб).
dt А
(6 1)
6.2)
где п — плотность нейтронов, нейтр см9; С/ — плотность ядер I стэен-
ников запаздывающих нейтронов в <-й группе, ядро см’. р - (* - 1)/Л -
= 6 W — реактивность; 0 — эффективная доля запаздывк	пейтро*
нов; р,- — эффективная доля запаздывающих нейтронов в t А	А —
время генерации нейтронов, с; X,- — постоянная распада в /*Й группе запад*
дывающих нейтронов, 1 /с; k — эффективный коэффициент » >  жемня
в точечной модели.
Время генерации нейтрона А (средний промежуток времени  деякя
до рождения) связано со временем жизни нейтрона I следующим образом:
1 =	(6.3)
раста^?>С?)0ТиТмт^еЛЛпеТ' ЧТ° 1 превосхоДнт А, мощность на*
всегда близи кеяппице (дам SР"1мС'1”'ЦНТГ'' {k< ” ”<>«««»*
значения I и Л близки между сопАй п L болыиой гнпотетнчсск- и аварии),
можно понимать любую из этн^теш^0^ П°Д времеие': ж,п"« нейтрона
Как и в тепловых пряюгг.г..^- .. ’ н'
ра»-. Такая _мера получается при	п’™ “'KPi"OT “
1 долл, (р < (i) первь)й член в ппЯ»лг Р При активности жныие
нию со вторым, поэтому поведение 11 уравненИя (6.1) мал по сравне-
вающимн нейтронами. Этот факт OTHCJ^TOpa будет определяться запазды-
* В алгоритмах расчета хап	*	“ бЫПрЫЯ1 ТЭК И тсПЛ0ВЫМ
кетнки учитывают обратные ”раКтеР«стйк безопасности RD .	А
певшей-
Р^актнвиостя нсоользустсй <це»т>
6.2. Кинетика реактора
135
реакторам. Следовательно, пуск, изменение
мощности, остановка в нормальных условиях
при эксплуатации быстрого и теплового реак-
торов одинаковы.
Однако, если реактивность близка к вели-
чине р или се превосходит, поведение быстро-
го реактора отличается оттеплового. Это раз-
личнеобъясняется тем, что время жизни мгно-
венных нейтронов составляет значительно
меныную величину в быстрых реакторах (при-
мерно 4 -10 7 с), чем в тепловых (около
2-10 s с). Но даже при разгоне на мгновен-
ных нейтронах в поведении 1>Р нет скачкооб-
разности, и переходный процесс подчиняется
известным закономерностям. Решение уравне-
нии (6.1) и (6.2) дли плотности лей тронов
(в приближении одной группы предшествен-
ников запаздывающих нейтронов) имеет сле-
дующий вит:
- -----5— охр / —- — - -
Р Р V F р /
Рис. 6.1 Период разгона БР
с плутониевым Топлинам как
функция реактивности
Л область плдкрптнчпостм не
• апл 1Лывйющнх нсПтропях; /» об-
ласть 1шлкритя*1иос|>£ 11 л мгновен-
ных нг Лтронак; 0-0,0021
(64)
где /. - средневзвешенная по всем шести группам предшественников посто-
янная распада.
При р < Р второй член быстро стремится к нулю, остается норный член,
описывающий мт .. н нный переходный процесс. Этот процесс можно охарак-
теризовать периодом т, приближенное выражение для которого имеет вид:
Р-р
т « -—- .
>Р
Для Р> р второй член в выражении (6.4) становится положительным и
быстро растет (из-за малой величины Л). Период разгона реактора в лом
случае приближенно характеризуется выражением
Зависимость периода от реактивности показана на рис. 6.1. Следует от-
метить, что при реактивности менее 0,9 долл, период не швиепт от времени
жизни мгновенных нейтронов (т. е. поведение быстрого н теплового реакто-
ров одинаково). Но даже в надкритических условиях переходный прощчч
описывается известной гладкой функцией Эго подтвердили исследования на
реакторе SEFOR [ 1.21: были получены соответствующие графики поведения
реактора, преднамеренно введенного в надкритическое состояние в целях
проверки гасящего действия доплеровского эффекта.
Абсолютное значение реактивности, соответствующее I долл, а быстром
плутониевом реакторе-размножителе ниже, чем в тепловом реактор, с топ-
ливом из обогащенного урана. Это связано с меньшим значением р тля
 “Ри ио сравнению с 0 для (0.00215 и O.(XJ68 соответственно). Данные
			тенты реактивности		Регулирование	
<36	Глава 6. Кинетика. К°^_		а „„ззлываююкх нейЧ’^			
Т а б л и u a <		j нарами <| Пат пос чис- ло леПтРп!,0П в »кТС.,	Р	Группе	>ч. !/€•••	
	Выход .ътпаздынлю- ,цнх Катронов				_. . -—— — .		"
riy кап д	п акте делений ,. 0.0531 ±0.0023	ДСЛСННЯ __ 2,34	0.0227	1 Q . 3 4 5 6	0,0124 0.0334 0.121 0.321 1.12 3.29	0.034 0.150 0.155 O-44G 0.172 0.043
23«[J	0т0073! ±0,00036	2.52	0.0029	1 0 * 3 4 5 6	(1.0126 0,0334 0.131 0.302 1.27 3.13	(1 О«0 0.274 0.227 0.317 0073 0.023
Г	0.0)673±0,00036	2.45	0.0068	1 2 3 4 ,5 _6		0.0127 0.0317 0.115 0,311 1.40 3.87	О.ПЗЯ 0.213 0.188 0 107 0 128 0,п2в	
23SV	0,0439+0,0010	2,77	0.0138	1 2 3 4 5 6	0.0132 0.032) 0.139 0.358 1.4! 4.02	0013 О 137 0 162 О..1М 0 22S ".073
239рц	0,00630±0,00016	2.93	0,00215	1 2 3 4 5 6	0.0129 0.0311 0.134 0,331 1.26 3.21	0.038 ОДНО 0.216 0.328 0.103 0 035
240ри	0,0095±0.0008	3,07	0,0031	1 2 3 4 э 6	0.0129 0.0313 0.135 0.333 1.36 4.П4	0 028 0Д73 0.192 0.350 О.12Л 0.029
24фц	0.0152+0,0011	2.95 <	0.00515	1 2 3 4 э 6	0.0128 0.0299 0.124 0.352 1.61 3.47	0.010 0.229 0.173 0.390 0 182 0.016 _
2*-Ри	0,0221 ±0,0026	3,05	0.0072	1 2 3 4 о	0,0128 0.0314 0.128 0.325 1.35	0.004 0.195 0.161 0.412 0.218
.менм^рн *^лДСЛ'н“ с1ир.,!]0С.В.нйщ'11’ м» рояов для определения в • -чолъзусмое сов* адись значенья coot bctctbvS jbW,clrr от >Rt жик В	<*"ветств)ют снещру, кегт&рий - данные работы (4). В нев при1едеиц в<			ереиия* 1ы от несжодм ►нов). сестио с ргетичесжо» Kcr.cufc.joaj к^редедеав	6 ХОД1 МПВДа к»в до н" Ы И11 tx> 0 Cft«Tp* ^Ся ХДЯ уС осп Ведигм	3.70 ишмецкв ВСЙ1 4 М»В. (Этл «иоду МП А» Htrpcmo» в ЬР ред*с«м1 дд«»1  Ч«P/J	0.010 ромоа ж> величие * **** (1р»»ГДСМ*»« biX • up**/**"
6.2. Кинетика реактора
137
по запаздываюпигм нейтронам для различных нуклидов приведены в
табл. G. I. О методах расчета величин |5 и р говорится в 6.1.
В расчетном анализе безопасности часто ока пинается удобным использо-
вать нс плотность нейтронов л, а плотность эпергопыделення />, Вт/см3. Урав-
нения кинетики в новых переменных выглядят так*:
-v:	У W,	М
_ ' 1
~	Гб),	(6.6)
ut А
где
S, яр
/’ >=-----------------------------------;
3,0. |(П»
Б ПРИБЛИЖЕНИЕ МГНОВЕННОГО СКАЧКА
I’eci. а удобным приближением, позволяющим оценить изменения плотно-
сти Эю ри'выделении, вызванные изменением реактивности, является так на-
зыв-зем. приближение мгновенного скачка (при реактивности, нс превышаю-
щей О.'> ди ,л ) При малых значениях реактивности плотность энерго выделе-
ния Mt лепи, меняется со временем, и производная dp tit близка к иу по Тог-
да из уравнения ((' -) получим приближенное выражение для р:
г.
X !/1
Р -------------- (6.7)
[1-р
В моменты, предшествующие и ьмепепию релклинности, производные в
(6 6) равнялись нулю, и плотность энергоныделення сохраняла свое перво
начальное равновесное значение /;0. Следовательно, величины в момент
изменения реактивности бы in равны (р, \) />„, как следует из (6.0). ! (одстав
ляя это выражение в (6.7). получаем с)х>рму.ту для опенки величины /> после
изменения реактивности:
р ~ 1 1 _ln_L
К р Г—р 1 (р й)
иля
Р «	(д 1Я (’ < 0,9).	(6 8)
1 р (*)
Уравнение (6.8) отражает почти мгновенное изменение (или «скачок»)
в плотности энерговыделения за счет действия мгновенных нейтронов при
малых реактивностях. Заметим, что уравнение (6.8) не содержит времени ге-
нерации нейтронов X Получилось выражение для/» /н„ сош1а.1яющее с к
фиццентом в первом члене уравнения (6.-1); второй член, как уже пиюри пк ..
• В этой формулировке урпипсний не учитывается временное рлтличи, а »иерго-
выделении за счет быстрых и запаздывающих иейгроков.
<38
„активности. Регулирование
л КоэФФиЦиен,Ь' Р - - -
Глава 6. Кинетика. К«ФФ--_------
Лбпазом, мы опять пришли к выводу, что
г„а к НУНО. Таким образом. оТ времени жизни мгно-
быстро стремится К НЯ’ акт1|чески не завися
переходные процессы Ь Рше р .
венных нейтронов при реактивной
а ФУНКЦИЯ (ФУНКЦИЯ ЦЕННОСТИ) И ТЕОРИЯ
6.3. СОПРЯЖЕННАЯ фУНв^уЩЕНИЙ
т* вводится для расчета коэффициентов реактив-
Сопряженная функция dУ ввод	вЫВ0Д зт0Й функции „ теОрню воз-
вости. Здесь мы не буде^ <2 ^активности. Эта теория одннак. .во приме-
мущеннй для описания эффектов Р _ реакторов и излагаете  я ичвест-
нима как для тепловых, так 11	Однако мы обсудим ф, 1!ЧССКнй
ных монографиях по теор и 1  ]<ак она ,1СПОльзуется г -рмулах
смысл сопряженной фунмип
многогрупповой теории возмущении.
А. СОПРЯЖЕННАЯ ФУНКЦИЯ
Сопряженную функцию часто называют функцией ценности, ч тчаств
поясняет ^физический смысл. Сопряженная функция поопоршюи «.на цен-
ности нейтрона для поддержания цепнол реакции. Нейтрон	и-
ностью имеет большую вероятность вызвать деление -	[ в пер*
вую очередь к мгновенным нейтронам деления. Если говорить * стрднст*
венной зависимости, то большую ценность следует приписать нентр< нам, На*
холящимся в центре активной зоны, так как вероятность их ут < t ньше,
чем периферийных нейтронов. Оказывается, что для активно i
ражателя функция ценности по радиусу совпадает с распределим м i >тока
нейтронов.
В быстрых реакторах пространственная зависимость цени ст L 1 ма
близка к форме распределения потока нейтронов в наиболее с л - иной
области энергий, несмотря на влияние зон воспроизводства Ос< жгтерес
представляет энергетическая зависимость ценности, которая суще ?кно от-
личается от энергетической зависимости потока в быстром реакторе В энер-
гетическом представлении функции ценности для быстрого н Для ей юаого
реакторов также обнаруживают существенное несходство. В быстром реак-
энепгТмНИр име€т текденцию Р00*3 с энергией нейтрона (выше не которой
вегич ныппбДятнтгеСК0,1ЬКИХ килоэлектР°и-во-1ы) Эго связно с ростом
величины 1] делящихся нуклидов, т. е. с тем же фактом, котовый п dj к по
плутониевым топе1ивомК°Вы^ИЦ1|еНТа воспР0,,зво-1ства быстрот. ; ктора с
ценности опять возрастает и^задагшпет" СЫрЬевЫХ ИУК™Д°В ФУ’’™""
При низких энергиях (ниже SoSS™ ВКЛаДа В скорость бес-
ценности вновь наблюдается подъем oS 1'нлоэлектРон-вольт) в функции
сечения деления делящихся нуклид™ п!“ пРеимУ“1«™нным ростом
реакции. Прежде всего сказывается уВЛ„?аВНеНИЮ С сече,,иям» ^РУГ»Х
ления. Роль тепловых нейтронов мап‘\^ ЧкНИе Р^'ансиого сечения де-
дожнвают» до тепловых энергии п1О’к/° В Г)ЫСТР°м реакторе нейтроны «не
ным топливом .минимальное значение ж/'ЬШ0Г° быстР°го реактора с оксид-
ласти 10 кэВ.	“ Ма""™' ФУНКЦИИ иекиостн иабстедЬется в об-
* Приближение мгноввиилп^
времени жизнв Мгнове1((шх	„у ;евоГО
63. Сопряженная функция (функция ценности) и теория возмущений
139
Энергетическая зависимость цепкости нейтронов в большом быстром ре-
акторе с оксидным топливом показана на рис. 6.2 (51. Там же изображена
энергетическая зависимость величины ц. пспьпьп.ииощая подъем при энерги-
ях. превышающих примерно 10 кэВ. В данном случае на графике отложена
эффективная величина ц. т. с. учитывающая реакции в делящихся и сырьевых
нуклидах. Крутон подъем при энергиях свыше I МэВ объясняется порого-
вым делением сырьевых нуклидов, тогда как подъем при низких энергиях
отражает преимущественный рост сечения деления делящихся нуклидов по
сравнению с сечением захвата нейтронов сырьевыми нуклидами.
Рис 6 2 Энергетически я алии
снмость сопряженного потока
Ф* II ПСЛ11ЧНПЫ Т] В Г>Р боль-
шой МОЩНОСТИ с оке ил ним ТОП.
ляпом (5| (условия расчета:
отсутствуют н продукты
аелгни ”, темпер.» г \ ра лк питой
юны Т • <500 К)
Далее мы увидим, что энергетическая зависимость ценности оказывает
енльигн влияние на параметры, характеризующие безопасность любого 61 д
строго реактора Такими параметрами являются, в частности, эффективная
доля запаздывай»шнх нейтронов и коэффициенты реактивности но отношению
к росту температуры (доплеровский), выбросу натрия, уплотнению топ-
лива.
6. РЕАКТИВНОСТЬ В ТЕОРИИ ВОЗМУЩЕНИИ
Многогрупповая теории возмущений первого порядка приводит к еле-
дующему выражению для реактивности:
Р
^ф;хяSacvS/b- ф, <iv f)фйдг
_____X____________ ' <	__________
Г 2L ф; zjr^C'X/i, ф«-</у
f	Л'
i	я *я<в
(6 9)
где интегрирование проводится по всему объему реактора. Здесь пизмущенне
процессов, определяющих нейтронный баланс, юнешивается но потоку я
ценности (билинейное усреднение) для определения эффекта реактивности
Второй и третий члены в числителе описывают возмущения величин, от-
ветственных за убыль нейтронов данной энергии за счет утечки, поглощения
и упругого и неупругого рассеяния; положительные приращения этих tk-..и-
чнн влекут за собой отрицательную реактивность. Второй и четвертый чле-
ны характеризуют прибыль за счет деления и рассеяния; рост этих ч. еноа
дает положительную реактинность. Знаменатель представляет собой «взве-
шенный» член источника нейтронов деления в невозмущенном реакторе.
140
„-активности. Регулирование
, Коэффи«иеНТЬ' Р "____-__- -	- -
Глава 6. Кинетика.
Спя запаздывающих нейтронов и
ЭФФХНжи?ни МГНОВЕННЫХ НЕЙТРОНОВ
А ЭФФЕКТИВНАЯ доля ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ нейтронов
••тппнов можно оценить в нуль мерном расчете
Долю запаздывающих центр™ в |1ейтрОНов каждого делящегося
путем взвешивания доли1 Дале.еН|(я в нем, т. е.
нуклида по числу нейтронов д .
m
(6.10)
зависимость.
s
Бочее точные расчеты, учитывающие пространственную - нсимость.
тоебот прети» усредни,„я также и по функции иеппосги К эме того,
етт пркв“ по снимание. что энергетические спектры эапа ыЮЮ1»и,
и .отечных нейтронов существенно различии. Значения Р в решит, де-
ления на быстрых нейтронах для основных делящихся нуклид которые
могут входить в композицию быстрого реактора, приводят; i i
Типичное значение 0 для быстрого реактора с окси тным	жно
получить по данным для 0И1 и vm (табл. 6.1), сделав определи и [поло-
жение о вкладах делений от различных делящихся нуклидов I 1Я 1>Р с
гомогенной активной зоной электрической мощностью 1200 Ml кно вос-
пользоваться данными по нейтронному балансу и вкладам ji приве-
денными в табл. 4.1. В результате примерное значение полу равным
0,0046. Для гетерогенного реактора электрической мощность । 'Шт
(табл. 4.2) эта величина составляет 0.0040.
Теперь рассмотрим точный способ оценки величины 0 (о Че рнлось
выше) для корректного ее использования в уравнениях кннетг Н<'обхо«
димо провести усреднение по пространственному распред теню линков
делений, а также учесть энергетические спектры запалдывлющи **. -ное,
отличающиеся от спектров мгновенных нейтронов. Соответству мхцее выра-
жение для величины 0 имеет вид:
'Я равным
1000 МВт
6
Й - ? <?|₽г" Ф«z<* фгdV
р — -----—----------
dv
* &'
(6.11)
Суммирование проводятся по hcpu
личающихся значениями ft и vv гь"° рам т Делящихся нуклидов, от-
ческие спектры запаздываниеГней™^ЯпЛреДПа’10ЖеН‘к> чт" ,iR,PreT"’
Суммирование по ( относится к irierr<,P J °В Х1Я всех нуклидов идентичны.
””е м ™
2Х°Ы“''1®°%₽д"°вто”,Х'Хт0Ж"°С,ь те"-’0»»м~р меньше Р
цияЬШИМИ энерг,1ЯМ!|> чем J‘«гновенаде !^МЮЩие нейтроны рождаются с
tdohm л^0СТИ быстрого реактопа	^^^ння. Поскольку ня-
равенствуa/^RMR,blUe?l Ценностью'Рчем^гно№РГИеГ<' запаз^ываю‘«»е
Нейтов В тепл°вом Реактопр J ВеНные- 410 н приводит К
ЫШе’ что Уясняется пониженнойИВ' Ценность запаздывающих
^роятностыо их утечки по
6.5 Реактивность за счет изменения размеров
141
сравнению с мгновенными нейтронами, тогда как влияние тех и других на
непосредственную генерацию делений крайне мило. Следовательно, для теп-
лового реактора р > (4.
Для тех же условий, для которых были получены приведенные выше оцен-
ки. значения 0 следующие: |4 = 0,0042 для гомогенного варианта, р»
= 0,0036 для гетерогенного варианта БР с оксидным плутониевым топливом
сИю типичные значения Э(}х|х?ктивной доли запаздывающих нейтронов и про-
ектах БР. хотя приведенная цифра для гомогенного варианта слегка превос-
ходит аналогичные опубликованные оценки. 11ричина заключается в том, что
в данном примере БР с гомогенной активной зоной объемная доля деляще-
гося материала шнижсна, соответственно доля Делений S3HU завышена.
Б. ВРЕМЯ ЖИЗНИ МГНОВЕННЫХ НЕЙТРОНОВ
Многогрупповая теория приводит к следующему выражен ню для време-
ни жизни мгновенных нейтронов:
»	‘ я
I ------*------------------(6.12)
11ф;
f
Среднегрупповую скорость нейтрона можно оценить но соотношению
1	С5*	ей« ।
~	Ф(Я)</н- f ~ Ф (Г) dll,	(6.13)
С, .1	J V(/;)
где индексы и и I относятся соответственно к верхней и нижней границам
групп. Полагая
Ф(£) ClE\
v(E) - V'2E!m,
получаем выражение для
У	.	(6.14)
2	(vug—v(|J)
Здесь мы пренебрег ли тем фактом, что при ни тих эпер! них поведение по-
тока <I> (f) в БР отличается от закона 1/£.
Типичное значение времени жизни мгновенных нейтронов в БР около
4-10 ’с.
6.5. РЕАКТИВНОСТЬ ЗА СЧЕТ ИЗМЕНЕНИЯ РАЗМЕРОВ
Изменения размеров активной зоны БР возникают как при нормальной
работе реактора, так и в аварийных ситуациях. При выходе реактора на
мощность рост температуры приводит к расширению топлива но высоте Ра-
диальное расширение активной зоны происходит вслед за расширением опор,
ной конструкции при повышении температуры натрия на входе В случае
аварийного расплавления топлива и стекания его вниз возможно уп югне-
ние активной зоны. Другая возможность — выброс топлива вверх или в сто-
роны. т. е. эффект расширения активной зоны. Вот почему важно тать «авн
симость реактивности от размеров активной зоны.
142
оеакгивности. Регулирование
я КоэФФиЦи€НТЬ1 Р —
6. Кмнетика.	------
Главе
п13ц1Чий между быстрым н тепловым
Одно из наиболее сУшес^'’" ^денин при уплотнении активной зоны,
реакторами заключается в р<  тза собой большую по.т< жпы льную ре-
В быстром реакторе уплотнение * во>( рсакТоре. Конфигурация актив-
активность, что не наблю^ТР” ^huh неблагоприятных* э^хжъ в реактив-
ной зоны БР не оптимальна в он ньЦ)|)ТЬ объемную долю теплоносителя,
ностн; например, если бы Д -	> вдов была бы меньше. При ироектирова-
то требуемая масса делящих)	][3 овтнмалЬНОГО отш .пения объ-
ннн тепловых реакторов, напротив,
*кмв Р'ает““м™ лр"	ргшероп
rpeto“Xого»aS оспой „погогруппопых расчетов » ц„ тт,„лр„.
Erf геометрии. Здесь мы отрапачпмс» качественным рассмотрением эф.
фектов в рамках упрощенной аналитической модели, займе ч иной из тео-
рии тепловых реакторов. Представим коэффициент размноже t ]< актора
в виде
Агф = /г» P,\’L = А» «Р (- В1 и’)«
где — коэффициент размножения бесконечной среды; эю нцналь*
ньш множитель описывает вероятность избежать утечки я завис* п >мет*
рпческого фактора В2 и площади миграции И2.
Выявим факторы, чувствительные к уплотнению топлива i	н
не. Величина для типичной композиции БР по сравнению С i 7 пло
вого реактора слабо чувствительна к уплотнению топлива из пт ть-
но малого влияния теплоносителя на замедление и поглощени шов
Влияние геометрии проявляется прежде всего через велнчн) V Так
для сферического реактора радиусом k
ф.15)
^(W.	(6 ,6)
т. е. В2 возрастает при переходе к более компактной активной
Обычная теория реакторов дает следующее выражение для	‘ «н1**
рации в зависимости от полного и транспортного сечений:
ЛР = —!—  -----------!-------
“lf~‘	VAmutrm V \mOjm
т
и S( — эффективные транспортное и полное сечения, ди лис пра-
(6 17)
где Str
поЛвсеметипа^Тгкпи7лвТНОСТН избеЖать Утечк« (суммирование пр е ятся
КЕйКвК Г’"* ч*»* ЭД.™-
нении топлива (изменим» РПО1.Т п °-' пРактическ» не меняются при у плот-
теплоносителя оказывает на нихра н^троков с уменьшением объемной доли
теснения теплоносителя^ прХм	а "?T6P<™
плотностью N ядер. прнсУтЛующнх ,
Л'12~1/№.	(б .18)
В то же время
N
что приводит к соотношению
1 Я1,
(6 19)
(6.2(0
6.5, Реактивность за счет изменения размеров	143
Подставляя (6.16) и (6.20) в выражение для А,ф, получаем
*ЭФ Ач е.\р(-С/?'’/7?2) -А«,ехр( CR*),	(6.21)
где Лор и С в первом приближении не зависят от размеров.
Теперь видно, что с уменьшением радиуса эффективный коэффициент
размножения возрастает из-за уменьшения утечки (что может показаться на
первый взгляд парадоксальным).
Аналогичные рассуждения можно применить для оценки другого важного
явления, касающегося безопасности БР,— расширения топлива по высоте
активной зоны. Для цилиндрической активной зоны формула (6.15) перейдет
в следующую:
*М. ехр(-(В1+#)ЛР| А-^ехр {—|(л/г)»Ч-(2,105//?)я |Ма}. (6.22)
Теперь представим себе, что в результате роста температуры топлива
(при выходе на мощность или в результате случайного всплеска реактивно-
сти) произошло аксиальное расширение твэлов. Ему будет сопутствовать
также радиальное расширение, ио последнее практически не оказывает влия-
ния на радиус активной зоны. Колебания радиуса в первую очередь связаны
с деформацией механической конструкции из-за термических напряжений,
('ледовао зьно. рост температуры топлива ведет к увеличению высоты ак-
тивной зоны. Снова мы можем воспользоваться соотношениями
ЛР~ I~ V1 ~ Zs,
причем варьируемым параметром здесь является только высота активной зо-
ны Z Для эффективного коэффициента размножения А’9,1( запишем формулу
kZP^Psi,^ A„exp(-C[ R'ZMP-CiWZ'/R*)
k„ exp(—• C,)exp( CaZ’),	(6.23)
где	P^Lrii — вероятности избежать аксиальной и радиальной
утечки соответственно.
Из приведенных соотношений видно, что увеличение высоты приводит к
росту радиальной утечки (из-за роста ЛР при постоянных А’ и /J)), тогда как
аксиальная утечка остается неизменной. В ре гультате возникает отрицатель-
ный эффект реактивности *.
Понятно, что при проектировании БР исследуются все эти эффекты путем
детальных многогрупповых расчетов, которые показывают, в частности, что
при аксиальном расширении все же происходит некоторое изменение ак-
сиальной утечки. Тем не менее использованная нами приближенная модель
отражает наиболее существенные стороны явления.
Анализ последствий перемещения топлива весьма важен для оценки безо-
пасности БР Наиболее серьезный случай такого перемещения изучается
для условий неконтролируемых аварий с расплавлением топлива и стекани-
ем его в малый объем под действием сил тяжести или внешних сил давле-
ния. Экспериментальные факты, полученные в последние годы (см. гл 15),
свидетельствуют о благоприятной тенденции преимущественного растекаиня
жидкого топлива в стороны от центра, что несколько ослабляет острогу
проблемы.
* Интересный эксперимент был осуществлен на реакторе SEFOR. пред, । >на и ч
ном для изучения доплеровского эффекта. Экспериментаторам необходимо было н.ба
виться от эффекта реактивности, обусловленной аксиальным расширением Они этого
добились путем образования зазора в каждом твэле (на расстоянии »/» выеогы). В ре-
зультате изменение радиальной утечки при нагревании активной воны коынемемрома
лось удлинением твэлов в пределах зазора.

144
рнты реактивности. Регулирование
г,... 4.	---------- -
..............................-гпеванин стабилизирует раГюту Бр
пппниренпетвэлов при 1 ‘ ‘ Т|11}110стп в переходных процес.
я^":^ьногОэф^^«Хым с БР с металл,.^
ПХ Этот механизм..............|1грает малую роль н ,-за «ест-
тодитом (доплеровский *"тгВ„^ч11Чески.м топливом эффект аксиально-
кого спектра нейтронов). В БР : Г- м растрескиванияI топлива ilpif
го расширений не являеЗСЯ0^ииэтельный доплеровский эффект реактивно-
глубоком выгорании. зат\°ХпеЧенни безопасности работы при неконтро-
стп играет основную роль в
ллруемых всплесках мощности.
6.6.	ДОПЛЕРОВСКИЙ ЭФФЕКТ
А ВЫЧИСЛИТЕЛЬНЫЕ МЕТОДЫ
*•« —
ГаХТв раОо™ pea тора. МаамкКИ аварийная зашп , н •.: ииер
«а tooZпаю к быстро развивающимся переходным пенсам ,
Хр" ™«ком состоянии. будь то тентовой ».1н быстрый реактс р. Спейн-
фяга БР заключается в иа.тач.и двух потенши.тыю опасных пр шосылок
для неконтролируемого роста мощности: компактное собирания (уплотне-
ние) расплавленного топлива н выброс натрия. В обоих случая грицптель»
ная обратная связь через мгновенную реактивность яв. ясг< я
ством, позволяющим предупредить развитие аварии- В ЬР с Т'чгскнм
топливом такую роль выполняет доплеровский эффект ( кач	цпости
при избыточном числе делений приводит к немедленному ро	гуры
топлива. При этом, как показано в гл. 5, эффективные сечения	нейт-
ронов ядрами сырьевых нуклидов (таких, как :i*U или ’ Th)	но i вз-
растают, возникает отрицательная реактивность Экспернмен	и ie-
дованпя, проведенные в США на реакторе SEFOR в конце <	.	ж. под-
твердили расчетные предсказания доплеровского эффекта р< :i	н в БР
с керамическим топливом н гасящее действие этого эффект л( быстрых
переходных процессах в надкритическом состоянии по мгновенным нейтро-
нам.
ап п?^аТНаЯ“СВЯЗЬ’ В03Никающая через посредство доплер	.та.
тыидеатьнп^меп1^и1ЬНг‘МГН0Ве1'Н0Й’ ес*’111 деляци‘ес” и сырьевые матерна-
Пподуктов Лечения в топЧаСТьэнеРгии де-1ения обязана ' р• оженню
гии от делящихся иск >н™ с’тедовательно- «я передачи тепловой энер-
ними^ХХх0^™К^еСГЯ ПЛОтеЫЙ КОЙТаКТ МеЖЛУ
рядка длины замедления ockoikob^I J Р ₽аЗМер "а1Же« быть п0*
Существует специальная технология в^отХи0”88’’’’’" ПрИМерН0 ,ОмКМ’
или карбидного) топлива wmiutJnL” кзготомен»я смешанного (оксидного
Ранее уже отмечавП°Д°?НЫМ Званиям.
разуется за счет изменения скорости я-,?«е?°ВСК.ИЙ реактивности об-
области низких энергий, где зчйпгагп<1ХВата нентР°нов преимущественно в
экранирование нейтронных сечений 1,емпеРатУРЫ резонансное само-
^кт самоэкранирования падает. В БР7 °’ Р0004 энергии неГьтронов эф-
нячиииЯ СПеКтРа нейтронов лежит в обтя^Ра'М,1Ческ,1М топл»вом значитель-
пгг н еМ кислоРода либо углерода п т" 1 н,пк,*х энергий, что связано с
р«;Х™Нт"ЛеРвдс“»*«а в Бр“М- В эт“« “ «ть причина боль-
ром «.тронов, в частаоп„ Х"»»™». В ЬР с жклним спект-
псетедамтельскпх реакто-
6.6. Доплеровский эффект
145
pax с металлическим топливом, доплеровский зк|х|>ект весьма мал. По даже
при больших размерах БР с металлическим топливом доплеровский эф(|)ект
несравненно меньше, чем в БР с керамическим топливом. Этот факт расце-
нивается как одно из важных преимуществ БР последнего тина.
Доплеровский коэффициент реактивности можно рассчитать, либо поль-
зуясь теорией возмущений, либо путем прямых расчетов А’ .ф с использовани-
ем эффективных сечений при двух температурах Выражение для реактивно-
сти, следующее из многогрупиовои теории возмущений, имеет вид:
(6.24)
где 6ХО иб (vX ) —приращения сечений захвата и деления при изменении тем-
пературы. Интегрирование проводится ио всему объему реактора. 11ервый ин
теграл в числителе учитывает изменение эффективных сечений поглощения
(захвата и деления) сырьевых и делящихся нуклидов. Он дает отрицательный
вклад в реактивность при росте температуры (т. е здесь изменение 6Х,, поло-
жительно). В юрой член дает положительный вкладза счет роста э(|к|и-ктивного
сечения делений. Заметим, что в первом члене приращение скорости погло-
щений 61, Ф. усредняется с весом функции ценности 'О’. в той же энергети-
ческой группе, для которой вычисляется поглощение нейтронов, поскольку
убыль нейтронов из реактора происходит при энергиях, соответствующих
этой группе. Во втором члене, напротив, берется ценность для гой энерге-
тической группы, в которую нейтроны Попадают при своем рождении.
Энергетическая зависимость ценности. Показанная на р.ис. 6.2, существен-
но влияет на величину р (6.24). В БР с керамическим топливом большая часть
часть приращения дХ (1'. для сырьевых мапериалов обусловлена измене
инсм - в ИНЗК1  шергстнческой области 0.1 И) кэВ I |з рис. 6.2 видно, что
функция ценности имеет пологий участок в области 10 кэВ и небольшой подъ-
ем при более низких энергиях.
В доплеровском эф|<*кте доминирующий вклад происходит от основного
сырьевого нуклида. Дтя делящихся .материалов члены с множителями 6Х,
и оХ, в значительной мере компенсируют друз друга. Этот факт вначале бы т
обнаружен экспериментально и затем нашел объяснение в теории перекры-
вающихся резонансов.
Сырьевые нуклиды с малой коннентраиией. такие как вносит в до-
плеровский эффект также небольшой вклад Во-первых, их ядернан плот-
ность Л/ мала, во-вторых, мало самоэкраипрование сечения захвата и соот-
ветственно температурное приращение (как следствие большого сея-
ния разбавления).
Эффективный коэ<|х[)1|Ц1|ент размножения для БР с керамических! топли-
вом зависит от температуры топлива. Качественная картина этой зависим--
сти показана на рис 6 3. Хотя абсолютные изменения k„4, около шачення
1.00 невелики, соответствующие эффекты в реактивности оказываются су-
щественными.
Наклон кривой при некотором значении температуры определяет так
называемый доплеровский коэффициент dk^^ dT, который сам звшнт от
температуры. Его абсолютное значение падает с ростом температуры, при
этом знак везде остается отрицательным.
„мгь1 реактивности Регулирование
146	Глава 6. Кинеп^^Ф^-------------
------------"Т^БРсоксидным топливом с высокой степенью
Было обнаружено, что для
точности выполняется равенст
=	,	(6.25)
dT т
.1Ц.тя|,та Ее называют доплеровской постоянной и
где Ко есть некоторая константа, се
находят по формуле
Ao-7 dT
(6.26)
л„ппР1.иа аДФект в БР с оксидным TOi ином (часто
°"оиоЕию"Применяют терм..» «оплеровскнй коэффишп ,,т». „„ „
С°71р""одао™одноТ|Вм™а1»" температуры топлива от Г, а» Г, доплер»,
скнй коэффициент реактивности можно вычислить исходя	)
т, . Г* / к
dT = Kb In —1 .
\ * i 1
Однако при корректном расчете доплеровского коэффнци р< актив-
ности необходимо учитывать распределение температуры топлг йствух>
щем реакторе. Это можно сделать, пользуясь формулой (б 24) .Грнройд*
ние по объему реактора следует проводить для приращений й -er Н
62fgl зависящих от пространственных координат в соответ ;п< с прост*
(6.27)
up гоняя темлератцпа
/пйма, к
Рис. 6.3. Зжтнмостъ г-фФ**
тканого каэффйцяегггд ралмго-
женин БР с кер! индски и
топливом от средней абсолк>т
ной температуры tbmi
дет зависеть такжГот cnSVna "еРаТ‘РЫ топлива- Конечный результат бу-
уровня мощности к другому в оавнпя^1Я мощности 1 1рн переходе от одного
новесный мощностной коэффициент^ С?Сгоя,,,'1! можно рассчитать рае*
органов регулирования. Процесс hiva'JJ, соответствующую реактивность
аварии, когда пространственное 1г йеч₽ ' 'Я мощ,10стн “ной в гипотетической
УРТЛ^Ти °ТЛНЧае™ о^равновесХпТеИПераТуРЫ топлива на любом
Для оценки доплеоовеь-лгА . pd“2OBecHOr°-
ранственяой зав,ивгаР„„ Течп“0*“цте"та Р«к,ИЮ1(Ж1в с учетом проП.
вляющуюся Обобщением (6.27)? '₽ Полей частС| применяют формулу.
<w.
(6 28)
l>“Svi(ir(T,?)in7
где суммирование лроводитг-а
воспРоизВОдСтвау ^аодится по всем областям ;
Ть{г, г) ~ Ha4ai'^D‘ ~ доплеровская 2 * РеактоРа (включая зоны
а,аЛЬНОе Рас"Р«№нае” ’ . х,я област" Л
ге“«Рат)ры.	к,лффт11ент
6.6» Доплеровский эффект	М7
U"(r, z) описывает пространственное изменение доплеровского эффекта при
условии нормировки:
1 С
l'( J И (Л г) dl' - I.	(6.29)
' f
Температурный градиент имеет место внутри каждого твэла Научение
этого эфх|>екта показало, что введение эффективной температуры, которая
равна либо чуть меньше средней по твэлу, приводит к правильным результа-
там 151.
На заключительной стадии проектных расчетов и исследования безопас-
ности стремятся получить максимально точные результаты, хотя многие по-
добные эффекты имеют второй порядок малости. Расчетный опыт показыва-
ет, что точное значение реактивности при переходе от равновесного уровня
мощности е температурным распределением 7', (г) и средней темце|нггурой
Т, к другому уровню с аналогичными характеристиками Та (г) н 7а при-
мерно на 10 % превышает рассчитанное для условий однородных темпера-
тур, т. е.
Р1Л(/)->Л(г)|» l.l/(nln(7a/7,).	(6.30)
Интере но отметить, что закон dk^'dT ~ 1 7'для БР с оксидным топли-
вом отражает скорее эмпирический факт, чем физический вывод. Расчеты по-
казывают. что для БР с жестким спектром (с металлическим топливом) за
писинштьс/А»ф/НТ близка к 1/Гя/1, Напротив, для реакторов с очень мягким
спектром, например . IBP, установлена закономерность типа 1/7'^:. Для не
очень жесткого спектр.i нейтронов, какой наблюдается в БР с оксидным
топливом, промежуточная зависимость l/Т неожиданно хорошо отражает ре-
альную сущность.
Б ДОПЛЕРОВСКИМ ЭФФЕКТ ПРИ УДАЛЕНИИ НАТРИЯ
Мы установили, что доплеровский эффюкт в БР с керамическим топливом
сравнительно велик из-за большой доли потока нейтронов при энергиях ни-
же 10 кэВ. Обогащение спектра нейтронами низких энергий обязано замед-
ляющей способности натрия и более легких нуклидов, входящих в топливо
(кислорода или углерода). Однако при неконтролируемых аварийных режи-
мах. описанных в гл. 15, может происходить вскипание и выброс натрия из
части или всей активной зоны Вместо жидкого натрия остаются лишь его
пары, характеризующиеся низкой плотностью. Вследствие этого нейтрон
ный спектр становится несколько более жестким, и величина доплеровского
коэффициента реактивности уменьшается. Рисунок 6.4 иллюстрирует
уменьшение потока в резонансной области энергий при удалении натрия из
активной зоны. Соответствующее уменьшение доплеровского коэффициента
реактивности необходимо учитывать в анализе безопасности БР при рассмот
рении случаев удаления натрия Ниже в данном параграфе приводятся та
кого рода численные примеры, касающиеся доплеровских констант для про-
екта CRBRP
Может возникнуть мысль, что с изменением спектра при удалении натрия
изменится также температурная зависимость доплеровского коэффициента
dk^ldT^\ Tm (m зависит от спектра) Однако такое в (менеипе оказывает-
ся чрезвычайно малым. Поэтому влияние спектра учитывается талью» по-
средством выбора доплеровской постоянной А\>, тогда как зависимость I Т в
„„активности. Регулирование
. Коэффиииенть1 Р _______________
Глава 6. Кинетик^ФФ--—~
З/мргия нейтрмев
Рис. 6.4. Уменьшение потока
нейтронов » резонансной обла-
сти энергий при у Гленни нат-
рия из активной юны
_  ------натри Л	присутствует;
натри Л удален, lauirpn'
хованнмЛ участок реинмнснйл
область доплеровского эффекта
БР с оксидным «мню» пронимав» одинаков"» . случаях .. ,„оной зоны
С натрием и без пего. кпэдМ)||Ц11Сцта реактивности для  октора без
В расчете доилеровск м	эффективных сечений в из-
«оглГТн— -йтроно. „
X Хинных ВДМ1И0В, резонансы которых претерпевают доп .еровскж
уширения в наибольшей мере.
в. ИЗМЕНЕНИЕ ДОПЛЕРОВСКОГО ЭФФЕКТА В ТЕЧЕНИЕ ТОПЛИГ Э ЦИКЛА
Доплеровский коэффициент реактивности изменяется в теме ине топливно-
го цикла. Однако характер этого изменения заранее устанг доволыю
трудно, так как множество разных факторов действует одн< нно Так,
по" мере постепенного извлечения управляющих органов у? . ктся по-
глощение нейтронов борными стержнями. В то же время нан	 леи про-
дукты Деления. Оба фактора конкурирующим образом алиям ’ ' >гик Ф и
ценность Ф* нейтронов в области низких энергий, ответственной за доплеров-
ский эффект. При этом роль топливных ядер проявляется др Выгора-
ние ядер 23SU ведет к уменьшению доплеровского эффект л и снижения
fiSjj. Но нужно учесть соответствующее накопление плутония От коэффнцн-
ента внутренней конверсии зависят изменение реактивности г  шоссе вы-
горания и, следовательно, относительные вклады поглощений < боре и про-
дуктах деления, влияющие на Ф и Ф*. В то же время коэффициент конвер-
сии сильно зависит от размера активной зоны. По этой причине измене-
БР “знХраикр*™ ’ "Р°“К" пыгЧ>а"и" происходит по-радиому >
Г. ЧИСЛЕННЫЕ ПРИМЕРЫ
вона чал ^?гоТар^итаСРВРР 1бГпНИИ доплеРовской постоянной для пер-
актора (т. е. мощност^ уда пен я	** ЗДВИСИМ0СТЬ размеров ре-
терогенной активной зоне Все new ’ ТОПЛ,1ВНОГО чикла, перехода К ге-
актору типа БН со смешанным 1’П о вданном разделе относятся к ре-
различных типов БР приведены n nJ топливом Значения Ко №
дня содержится также в§ 6 7 и и тай^с^1*01 Дополнительная информ*
Влияние размера (или мощное!^’
него проекта CRBRP [6] и Пеогпр«тиеаКТОра ^3сРавнеиня данных для ран-
генн°й зкТИВН0Й зоиой слад^Р ективного проекта реактора ЬН 171 с гомо*
/	U • ’-AJvzO •
6.6. Доплеровский эффект
149
Возрастание абсолютного значения Kd при переходе к активной зоне
большого размера не является неожиданным. Оно объясняется уменьшением
утечки нейтронов ц соответствующим ворастанием доля нейтронов в обла-
сти низких энергий.
Влияние натрия. Ниже приведены данные, относящиеся к началу равно-
весного цикла:
Kd (с натрием) =» — 0,0062;
/<d (без натрия) = — 0,0037.
Видно, что присутствие натрия весьма существенно сказывается на значении
доп лер о вс кой । юсто явной.
Влияние топливного цикла. Различие доплеровской постоянной в нача-
ле и в конце топливного цикла следующее:
Kd (начало никла) «=» — 0,0062;
/<о (конец никла) <= — 0,0070.
Эти данные характерны для Г>Р тина CRBRP электрической мощностью
350 А\Бт. Они показывают некоторый рост доплеровской постоянной к кон-
цу топлив;.сто цикла. Ангюгпчная тенденция имеет место для активной зо-
ны без натрия.
Пере к д к гетерогенной активной зоне, (.равнение делается для гомоген-
ного варианта Б1) с электрической мощностью 1200 МВт и соответствующих
двух гетерогенных вариантов 17):
Kd (гомогенный, диаметр твэла 7,26 мм) ••	0,0086;
Kd (г терогенный, диаметр твэла 7.26 мм)	—- 0,008в;
Ко (гетерогенный, диаметр твэла 5.81 мм) « — 0,008.
Таким образом, гетерогенность активной зоны мало сказывается на значения
доплеровской постоянной. Однако следует за метить, что переходные процес-
сы в зоне воспроизводства протекают медленнее, чем в запальной юнг. По-
этому эффективное действие обратной связи посредством доплеровского эф-
фекта слабее для гетерогенного варианта. Это особенно ска иявается в быст-
рых переходных процессах
Вклады различных зон. Интегрирование в формуле (6 21) проводится по
всему объему реактора Выделяя интегралы по отдельным юнам реактора,
получаем соответствующие составляющие доплеровского эффекта. Такого
рода данные (абсолютные тачания Ко) представлены в табл. 6.2 для гомо-
генного варианта CRBRP.
Табл нк а 6 2 Доплеровская пос гоянная, соотпегствующая вкладам
в доплеровским коэффициент реактивности от различных юн C.RBRP |б|
Зона	Начало цмклп		К<*И»Ц цикл.!	
	С lUTpKC*	6г 1 НйТрМН	с натрием	6г 1 || "ГрМЯ
Малого обогащения	0.ОП34	0.00! 6	0,0037	0.1)010
Большого обогащения	0.00! 1	0.0006	0.0013	0.0008
Боковая (воспроизводства)	0.00) 1	0.00 ]0	0.0012	0.001 *2
Торцевая <воспроизводства)	0.0Q06	о.ооо5	0.0008	0.0М5
Весь реактор	0,0062	0.0037	0.0070	0.HOI 1
150
ип^иииенты резкости. Регулирование
Глава 6. Кинетика. КоэфФД^__
> оигтлтНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РЕАКТИВНОСТИ
67 НАТРИЕВЫМ ПУСТОТНЫМ
„ ич БР с большой активной зоной приводит к значите.^
Удаление натрия из bi с	маловероятным случаи возможен
нон положительной реактнвп „	огда вскипанию и выбросу на,
„р„ „еконтрояируемом =	Положа» е.иуацнн.
р»я "P«'«’Ve >Х""дау и проблем безопасности 6К грых рм„!£
поГтап” БН Эпи ОНП отличаются от тепловых реакторов, а также от бып.
реакторов <™ “яетс" 0Д'",', 1,1 "Р""Ц'"1И" аР
гументов в пользу последних).
Ряс. 6.5. Компоненты натрием пусто?-
него коэффициента реактивн tw н БР
небольших размеров с мет ..г .р мичс
скнм топливом |h|
/-р«}Лктируьщж1	юхН и Г я*ят
TPMMMI жоыпокент, J MMfQOMf f раде».
ИКОННОГО IBXMATi; < — КОМРОМОЯТ Я »я | \
коипонсит jHWHtttoinrn смечт	,яв.
Натрневыи коэффициент реактивности обнаруживает с Ппост
ранствеиную зависимость. При удалении натрия из центра активной ££
возникает большая положительная реактивность, ирн уда тени
рииных областей, напротив,— отрицательная 1 ™ .J.7.
ния следует учесть действие четырех возннкайнн« Ю’ млн”. >го ям**
Г)	4-. . В
2) увеличение утечки нейтронов;	энергий.
3) исключение захвата в натрии'
'*Р»«"ых сеч...,,-,
Два последних
основном определяется разностью двух М СЧет У-13-10»»» натрия в
рис. 6.5. Это обстоятельство существенно *2ЬШ,,Х чнс*-г как показано на
nficvi,C™’ ^Реждс Чем Рзсс.матр’ийать кажтм To4HWI’i Р*‘ Ч > резк*
•удим расчетную методику. ЖДЫ М’фект в отдельности, кратко
А. РАСЧЕТ НАТРИЕВОГО ПУСТОТНОГО КОЭФ^и
Обычно натпиАпх.,,",---	UKEHTA РЕАКТИВНОСТИ
зоследовательных
Данного объема. При
самоэкранирования в обтасти 7,~'	-
яые сечения топливных и г - ' Дален»я ‘
с -Хранением процесса вягсо ’' '-”,,яв
та нельзя получить в отдмьи22!Я Ядрами
Дов в реактивность г- ДВДьности -
Обычно натриевый пустотный
чет для реактора с	расч^о^8"0™ ог,РедслЯ1’тся
лянипго	г. тР1|еМ. Другой — RDM V'с €Т0В КРИТНЧНОСТН ОДНИ рЯС-
J следует обращай йи1В,1К -УдаленИЯ натрия из 38*
- /Дарения натрия 'р^Ие/а К0Р1*ктный учет
к°нструкЦНОнн Р _ *** эффективные нейтрон-
..........	.	ваЭТ™ "3^"»^ея в “«»
слепппэ72'лти каждый из ^иой методике расче-
льно, отсутстВует Реч,,с-1енных четырех вкла-
нтрздь численного резуль-
6.7. Натриевый пустотный коэффициент реактивности
151
тата, неустойчивого из-за разностного характера. Поэтому во избежание
ошибок требуется особая тщательность расчетов*.
Альтернативный способ оценки натриевого пустотного коэффициента ре-
активности дает теория возмущений, в рамках которой можно сделать рас-
чет отдельных компонентов. 11а практике такой расчет получается еще более
сложным, зато он дает возможность глубже вникнуть в физическую сущность
явления. Получаемые при этом данные оказываются удобными для исполь-
зования в решении нестационарной задачи в целях исследовании переход-
ных процессов. На временных интервалах, представляющих интерес, рас-
сматриваемые локальные возмущения оказывают малое влияние на решение.
Ниже даются выражения теории возмущений для компонентов реактивно-
сти. вызванной удалением натрия.
Спектральный компонент. Компонент реактивности за счет уменьшения
доли нейтронного потока при низких энергиях имеет положительный шак.
Это связано с тем, что удаление натрия, являющегося замедлителем нейтро-
нов. пршюднт в среднем к росгу их энергии. Поскольку ценность нейтро-
нов при этом возрастает, возникает положительный эф(|х.'кт реактивности,
как пока мио на рис. 6.2.
В каждом из выражений теории возмущений знаменатель представляет
собой одну н ту же интегральную величину — член «взвешенного» источни-
ка нейтронов делен ня:
(6.31)
i с‘
В дальнейшем >>н будет участвовать в качестве общего множителя 1/.S.
Для спектр. н.щч’О компонента теории возмущений дает следующее вы-
ражение:
С
(6^г<-|-62/г#)Фй dV.
(6.32)
В литературе используется также другая эквивалентная запись:
р	И W-	(6.33)
J t к' t
Следует отметить, что данная величина пропорциональна произведению
потока и ценности Последние достигают максимального значения в центре
активной зоны Поэтому численные значения р также максимальны в цент-
ральной части активной зоны и спадают по мере приближения к иерн(|х-рии.
Естественно, сравнение следует проводить в единицах реактивности, отне-
сенной к единице массы (или объема) удаленного натрия
Компонент утечки. При удалении натрия утечка нейтронов из активной
зоны возрастает, что приводит к отрицательной реактивности. Сильная про-
странственная зависимость натриевого пустотного коэффициента реактивно-
сти обусловлена различной пространственной зависимостью основных ком-
понентов: спектрального и утечки. Удаление натрия из единицы объема в
Центральной части активной юны слабо воздействует на утечку, поскольку
сама утечка мала (градиент потока мал). Следовательно, большой положи
тельный спектральный эффект не компенсируется отрицательным эфг^ектом
* Для решения многих реакторных задач достаточным является простой расчет-
ный метод в нуль мерной геометрии Поэтому он часто применяется в исслсдоиагсль
скнх Нелях. Когда же явление зависит от пространственных координат, Как в случае
катриевой реактивности, нуль мерный подход неизбежно приводи г к ошибочным ре-
зультатам.
552
^АКТИВНОСТИ. Регулирование
КоэФФиЦИСН,Ь1 Р - —---------------
Глава 6. КинетикМ^Ф^- ,
,.яет на краю активной зоцы.
, , снтуаиия l,o3H" VTC4KV. т. с. нршюднт к зиачи.
* '•UCS	=“ У^№
...........
S J ‘	> наточи- Исклюй- сие захвата»
„ счет	“ТТ “ает небольшой ж-пмий
К»’’"01*"”, „йтроноый 6а.,акс
натрин пзне .	ф (1-	(6.35)
эффект:	___1_ , \_Ф46-С)1.ю •
„ J м2««
'' ’а1М“ *
1 fvrt/lv \fttv\a. Ф
(6.36)

s ’ *
s
Г
ь. методы уменьшения натриевого пустотного козе тента
Численные примеры
Пая реакторов БН большой мощности с UO, - РиО, топ. .	''«•
HO&BHOS гаю!' «атрием, пустот* «Я""”*].	К" I
жптмеп к весома веник. Примеры •ти.е.шых жнстт» для Р "Р£1™
даны в табл. 6.3. Типичные значения реактивное™ .лежат в I “X « «
7 долл. Неблагоприятным обстоятельством является увеличение натрнев»
эффекта по мере перехода к реакторам большой моииюсп л
ключается в уменьшении роли утечки с переходом к большим Р-1-
рицательный компонент падает), тогда как спектральный к нент мсн«
чувствителен к размерам.
При конструировании быстрых реакторов типа БП пре. тряннмаЮТ
различные попытки уменьшить натриевым пустотный коэффк пн нт реактив
пости. Обычно ищутся способы увеличения компонента св> ’’ -,г' с Г1*4’
кой нейтронов. Наиболее плодотворная идея, предложенная французе*10®
исследователями (II], содержится в концепции гетерогенной гктивной зо-
ны (см. гл. 2 и 4). По конструкции эта зона отличается от >бычп"й тем. что
в нее введен ряд аксиальных слоев из воспроизводящего материала <TS*
называемые внутренние зоны воспроизводства), что обеспечивает повышен
ную утечку из активной зоны.
В какой мере переход к гетерогенной активной зоне в разных реактору
БН уменьшает натриевый коэффициент реактивности, видно нз табл, b
При полном удалении натрия из гетерогенной активной зоны козффиШ*»*
тако~шХ.но ^оверо-
ным для поетитвцашеии/п08 рег-Л1,Рования В принципе окажется
ное преимущество гекп \Ра1СИТ”Я ава₽,1Н- й эт°м заключается существ^
ходится расплачиваться иХшенно^ хТ!>eaKTOf>OB БН ОдиаК° ЗЯ
риала (см. табл. 4.5) ышс»нои удельной загрузкой делящегося мз
6.7 Натриеный пустотный коэффициент реактивности
153
Табл пил 6 3 Натриевый коэффициент релктиппостн НКР (удаление натрия
из лк тинной чшы) в единицах для некоторых вариантов БН
Реактор («ЛСКТРИЧГ- скан мощное:ь)	Гспмсгрпя	Топливо	KD	1IKP, долл.	
CRBRP (350 МВт)	Гомогенная |6|	СО,- PuOj.	0.0062		3.3
БП (1000 МВг)	Гетерогенная* Гомогенная	HOj-PuOj 1Ю2 — Pu( )u	- 0,008	2,9	2.3 ( 1.1 я акт и иной
|9) БН (1000 МВт) |10| БН (1200 МВт)	Гомогенная Гомогенная	UOa — PuO. ThO. PuO. «ЧЮ. (’O.J - PuO,	0,0086	hihij) l.l (для актипиоП юны 4- внутрен- ние юны воспро н шодСтип) 6.9 2.3 1.5 5,0	
1Л	1 стерся сип а я (ice	UO, PuO,	0.0088		1.5
	нля упикпвкл) Гетерогенная (тте- пля упиксгокя, тонкие темы)** Г» п рогеннан (ме- нее тесная упа- ковка! Гетерогенная (мо- дульный тип) Гомог синая (// D 0.1) Гомогенная (с ло баалгннгм ВеО)	UO. PuO, UO,—PuO, UO,—PuO, UO, PuO, LO, I'uO,	—0.008 0.0060 0.00-1 0,0116		1.7 1.5 0.25 1.75 2.2
Г.м прмлом».!.. Б. Т4бл. О Э
• Дм «- р гоииго гвл» 6.М мм. в остальных случаях лнамсгр рапгн 7.2В мм |7|
Для уменьшения натриевого коэффициента реактивности за счет увеличе-
ния утечки были предложены и исследованы на ранних лапах ра пиния ре-
акторов ЬН два тугих способа: создание «блинообразной» и «модульной»
зон Из табл. 6 3 следует, что натриевый коэффициент реактивности дейст-
вительно в этих вариантах сравнительно низок, однако экономический про-
игрыш оказывается большим, чем в варианте гетерогенной юны.
Для заданного вида топлива спектральный компонент натриевого ко ф
финиеита реактивности величина весьма консервативная. Одно io ран
них предложений по снижению неблагоприятно!о спектральною я|м|1ект.1
заключалось в том. чтобы ввести в состав топлива замедли гель
тем самым повысить поток нейтронов при низких энертях. Тогда влияние
натрия на спектр нейтронов уменьшится, равно как и шачение натриевою
коэффициента реактивности Заодно увеличится доплеровский коэффициент
реактивности. Однако резкое падение коэффициента воспроизводства и »ко-
иомические потери сделали это предложение неприемлемым
Если в качестве сырьевою материала выбран торий (лаже с плутоннем
в активной зоне) либо в качестве делящегося материала (даже с
в зоне воспроизводства), то натриевый пустотный коэффиши-нт реактивно
сти будет ниже, чемддя реактора БН с UO, .............ОМ. В первомi слу-
чае оказывается более низкая доли делений в тории но сравнению с U; по-
этому спектральный компонент падает. Во втором случае причина ^включа-
ется в том. что величина ч при Е < I МэВ для «Н раоег с эиерг ней слабее,
чем для M9Pu, как видно из рис. 1.3.
J 54
критических расчета (первый
Коэффициенты реактивности. Регулирование
Глава 6. Кииетика- Ко?Ф^_,------------—
.. вМет себя доплеровский коэффнщ,.
Наконец, интересно ^ХТот вариантов реактора БН с различными
ент реактивности в зав. сДОИ о i ]ШН0СТ1,. Данные табл. 6.3 СВ1Ь
значениями натриевого	,ч0?ть незначительная. между гомогец.
детальствуют о том, что эта завис»	,взется заметного различия в
ным и гетерогенными вариантами не о н
доплеровской постоянной Т •
6.8. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ МАТЕРИАЛОВ
R пяочетвом анализе безопасности реактора БН часто воя» вопрос о
В расчетном анализе и перемещением пли удалением определен.
S’SX S-ZX.W-• -	-тр»я
S йЕГщть оценки соответствующей реактивности - провес,,, два
вдтщесих Расчета (первый - для первоначальных условии, второй-
дляиЗмевеиных). Однако такой путь весьма трудоемок и нс дает полной
информации, необходимой дая последующего расчета перех ,ых про-
цессов.
В случае, когда количество перемещаемого в реакторе ми рц ia срав*
нительно мало, приемлемая точность оценки эффекта реактивности может
быть получена в расчетах по теории возмущений. Если найдены ранет»
венные распределения потока и ценности, распределение со уюшей
реактивности (или, как говорят, эффективности материала) ы ытъ вы-
числено по формуле (6.9). В качестве единицы измерения нсг- . е . вели-
чину реактивности, отнесенную к 1 кг вводимого в реактор м .т,- иног-
да относят к единице объема материала). Рисунки от 6 б до 6 И остри-
руют типичные распределения эффективностей материалов (в д, * сл) чае
расчет проводился для реактора FFTF [12]).
На рис. 6.6 и 6.7 приведено распределение потока и плоти грговы-
деления по высоте центральной тепловыделяющей сборки Эти нвые ин-
тересно сравнить с распределениями эффективностей материя, в топлива.
СТаЛи) " ^ельного (приведенного к единице массы) д< qn,некого
коэффициента реактивности, которые представлены на рис. 6 8- б II
Следует отметить, что реактор FFTF имеет сравнительно небольшую ак-
,00(,л‘ “
перекос в распреде’теннях пп-!°Щ'!е СК°Рее ро,1Ь отРажат«лей Некоторый
цификой начального состоя hhTVko^^” энерговь^е-‘1ення вызван с ле
в активную зону на половину гчгбвшЗ ₽уМ регУ'1,,РУюи1не стержни введены
пределения натриевого пустотного ™^РаКТе₽НЫМ й8''1йется профи ть рас»
щий центральную область активной Й?ициента Реактивности, выявляю-
фекта и периферийную об^тьТоТ “,,ГХЫ ‘ ПМоЖи^ьным знаком эф-
лика. Кривая эффективности стаъЛХХь НЫЫ ЗНаком< где Р°-1Ь утечки ве-
ства физических процессов возмущения (cXwX80” ДЛЯ натрйй ВВИДУ сход*
казан натриевый пустотный коэгЬАш ', 1 Лед-ет )Ч€сть. что на рис 6.9 но-
У извлечении образца ““на *“ т Т‘ ₽«”'’"»"<«> Lay щеки»
образца). Распределение Доплеровского ^а"а,ОГ"'|“ый »И>еит •«*»««
шениИ^,>Щев"!' яИ»<™п»ых₽сечен>|й SrK,a '₽ис 6 •*> рассчитывалось
X ” ±Р“у’,а-(6’а>1- Появление пХГ. ^'’•«’вФературяого прнра-
nenKteoidta™" связанос повышение.- - ? ^’пстях границ активной 30-
npnnSeS’A’i0™3 акт»п"0й зоны К “• -Й’Р<'Нов низких энергий на
Р	Рн“а«сиой Облает,” ,“„ЬК “зв«Т"о. именно нейтроны.
Р ♦ ответственны за доплеровский
6.8. Распределение эффективности материалов
155
тбысолм см
—г
-60 -40 20 О 20 40 60
face тонное от цент-
ральной пл ас нас/пи ел
Рис. 6.6 Аксиальное распределение потока
нейтронов в центральной сборке реактора
/ - м^жняй тотниаой отрджлтслк. // — актнокак iq-
ма. fll х гн и A Topai*iHiA птражигг.и.
Рис. 67. Аксиальное распределе-
ние плотности энергопыделений в
центральной сборке реактора
FFTF
Рис 6.8. Аксиальное распределение 'эф-
фективности топлив ^ п ней тральной
сборке реактора FFTF
Рис. 6.9 Аксиальное распредели true эффек
П11Ш0СТН натрия (по отношению к удале-
нию) в центральной сборке реактора FFTF
по босоте. см
£i,C’ Аксиальное распределение
эффективности нержавеющей стали в
Центральной сборке реактора FFTF
Рис 6 11 Аксиальное распре делен не
доплеровского коэффициента в цен-
тральной сборке реактора FFTF
t56
енты реактивности. Регулирование
Глава 6. Кинетик^^—---------------
Липг0 типа могут быть использованы для
эфф«^"~*	„а.
расчета периода» "Р™'™
трепания активной м. 	УПРАВЛЕНИЯ
6 9 ТРЕБОВАНИЯ К сии
^„рипвается перемешен нем специальных
РегулированиеpeaKTriBHOCTH^e	^.	Btc (см.
сборок: обычно содержание „ заШ,иты (СУЗ) является частью об-
гл. 2и 8). Система °Рга,1О^5асности АХ, описываемой в гл. 14. Пока что
шеи системы обеспечения б«°пачС”°.,правле!1ве быстрым реактором. осущест-
ограничимся сведениями о ом.	рова1111Я - - основной и допод.
вляется двумя независимыми сна	этих спет м обеспе-
пительной *. Их незав!1С' J " [C[iM0 от состояния другой истемы. хотя
чивает функцию управления ,e3t	Ь)М1| по конструкции. В це	 пни обес-
обе не Обязательно являются иде 1	Бр в соответствии с к пипямн.
печнваыт высокую безопасность р<
изложенными в гл. 14.	шдтяппаиию критериев коистр> ировання
Несмотря на	ф^л.фов™ <™’°-«« У™-
обще ’ лтпш’ичпр|шя г за вных функции каждой группы органов регулн-
S™™”™'’«тема должнаXr,«m. остановку реактора п сверх-
KoSiS ремне пр., умой...........допуска,,™ ««ого эффект,.,, ...го регу.
л“р“о“е₽ржн» (PC)- Предполагается, что оеиномепный JW кторрве.
холаживается до температуры, при которой возможны перегру
Под сверхпоминальиым режимом понимается режим прсп:
нальной мощности на 15 %. Такая ситуация обычно вреду,
конструкции БН. Сформулированное требование составляет ржание
критерия поднятого PC. Случайное извлечение PC в результат*
действия оператора или технической неисправности приводит к »жнтель-
ному скачку реактивности. Основная система должна сработать нм бра-
зом, чтобы скомпенсировать соответствующий максимальный ' Кро-
ме того, она должна обеспечить медленную компенсацию реаь ктн за
счет выгорания топлива в течение всего цикла. Наконец, сне должна
обладать дополнительным запасом, достаточным для крлтическ го пуска в
условиях неопределенности эффективного коэффициента разхиеж тия и кри-
тической загрузки.
Дополнительная система также должна обеспечить остановку , актора в
допустимом режиме, но с переходом в горячее состояние (без расхолажи-
вания). Опять предполагается условие поднятия самого эффективного ре-
гулирующего стержня. В горячем состоянии мощность реактора равна нулю,
из тех’веРатУРа теплоносителя на входе такая же. как при работе на номн-
Попопн!ут₽°,ТН0СТН' С'тедовательно- такая же температура будет у топлива»
тх'бтипурт ?п С11Стема выполняет функцию только аварийной защиты и не
дублирует запас для компенсации реактивности за счет выгопани Тем са-
SSSSSS	не может воз*
дополнительная система пабптН0И СНТуаЦИН' ,1наче говоря, независима”
основной системы. Однако требуется” чОтПубЩек,1ЫХ Регулирующих стержнях
печпвала защиту от случайного'»™ ’ °бы доло-™ительная система обес-
	3 СЛХ Чанного извлечения любого регулирующего стержня
системе управ”еиияНи	И«°Л,Пиад₽а3деЛси*е делается, хотя в обшей
отде.1ьных групп органов регулировання.^яХл* П₽ННЦИПЫ не^вкенмоетк работы
Р^-)
6 9. Требования к системе
управления
157
Т .т б .т и ц п 6.1 Требуемые эффективное tit (УЗ (к единицах fj)
Услоппс ООН1ИХПОПС’11|1Я реактивности	ГинпчкыЛ |н ihTfip ЬН		ГомогсмпыЛ напилит СР ВНР	
	Оснопнлм система	Донал и и ТсЛЬил »| снегом II	осиоиннн системв	Дополни । слипая слеп мя
Переход а другое состояние: от номинальной мощности к	1.6	1.6	2.1 ±0.8	2.4±0.В
горячему состоянию от горячего состояния до тем- пературы перетру юн Превышение номинальной мощно	0.8 о.з	0.3	о.я±о.з П.2±0.1	0.2±П, f
сти Случайное поднятие регулирую	3	3	2.8±0.4	0.2 ±0-4
щего стержня И щенение реак шлихты за инкл Запас на неопределенность; н перегрузах R ХрИТНЧнОСТН йзагруж топлива релультнрукии »я реактивность	5 1 п,« II	5	18.2 0.8±0,4 0.4 25.2	5,1
Страховочный запас	1.2		1.3	0.9
Максима.1ы 'К р» • типность	12	5	26.5	6,3
из группы компенсации реактивности за счет выгорания. Следует отметить,
что дополни и ц.ная система не предусматривает запаса реактивности из-за
неон ре л темности начальных критических параметрон.
Требования к эффективности системы управления и зашиты н ус ливнях
равновесного никла перечислены в тябл. 6 4 для типичного проекта реакто-
ра БН электрической мощностью 1000 МВт 1Ю1 и дли проекта CRBRP [61.
Обращает на себя внимание большое различие в запасах реактивности на
выгорание Оно происходит m-за различия в размерах активной зоны и.
следовательно, в значениях утечки Из-за этого внутренний коэ(|х|шцнент
воспроизводства получается бблыинм в реакторе большего размера.
В табл. 6.5 требуемые эффективности сравниваются с соответствующими
проектными характеристиками СУЗ на примере тех же двух реакторов Вид-
но. что проектная основная система обладает таран тированной э^хректиа-
Таблица 6 > Требуемые и проектные эффектнвнос in < У 5 (п единицах {5)
Характгрясттси Cs i	Проект релктпрл Ы( (ИЦ		CRBHP |ь|	
	Осиопням системл	Дм (ЮЛ И И rC.rriH.TH смете м ♦	Осноинмя система	ДпФХ'НМ телмы* ГКСП ИЛ
Число сборок	13	6	15	4
Эффективность	20	8	31.8	H.I
Эффективность регулирующего	3	2.5	2.8	2.0
стержня Эффективность аварийной зашн	17	5.5	29.0	6 1
ТЫ* Максимальная требуем я хрфек	12	5	26.5	в,з
тнвиость аварийной зашиты” Избыточная реактивность**’	5	0.5	2.5	0.1
• Пал ьффектинностып анаряПшМ! зашиты прнпнмастсн запас р«дктнпности СУЗ поел» . ичлА
ного ИЗКЛС г ння одного pci улирующг IU стержня
•* Дакки*» табл 6.4 с >четом неопределенностей.
••• Разность между проектными и требуемыми эп-ченяям». чисел я дау. Предыдущих
мах.
158 —T.0..U. варианта СК»К( v1*		 			пирование Н ГОМ01С111ГОГО
Компокоит	Переход от работы КЗ НО.ЧПНЗЛЬЛОЛ мощности к горячо «у «КГОЯННЮ	Передпл оТ гоРЯчерв согтокння (3I6V4 К Климу псрегьу зок (205 X) 7
Доплеровский эффект Аксиальное расширение топливных табле!ок Радиальное расширение активной зоны Изменение плотности теплоносителя	1.9 0.15 0.3 0.01	0.3 0,05 0.4 0.01
Результирующий эффект	2.4	0,8
костью, поскольку она заметно превышает максимальное требуемое значение
Дополнительная система выбрана с таким расчетом, что е« -’.Д ктивность
лишь незначительно превышает максимальное требуемое значс ;ие. Дело а
том, что в требованиях к дополнительной системе гарантирована й избыток
реактивности на покрытие непредвиденных просчетов был учтен
В табл. 6.4 выделены вклады, обусловленные различием температуры топ-
лива и теплоносителя (переходы из режима номинальной мощи юти к горя-
чему состоянию и далее —к состоянию расхолаживания л режиме пере-
грузок). Эти температурные различия обусловливают темпер,- рный коэф-
фициент реактивности, имеющий ряд компонентов. Они npnei табл.6.6
на примере данных CRBRP.
, что весь юплероа-
•групповую систему труп-
стержня, содер-
реактора БН доплеровский
температуры от 1400 до 700К
доля запаздывающих нейтро-
'ю постоянную Ко в п р ед поло-
мощностью 1600 МВт чнс-
задачи
6.1. Для реактора, рассчитанного в задаче 4.5. вычислить р  •_ .пилась я.
что р/р = 0,9 и р (-39 Рц) = 2,15-IO"’; р (w L')	1.58 !0 ’
в^личТны: ре3ультатов’ полУченных в задаче 4.5. вычислить < .«-дующие
а) доплеровскую постоянную Л'о, предполагая
скин Эффект обусловлен MeU, использовать 4
повых констант, зависящую от температуры•
б) среднюю эффективность одного регАивуюш т-
жащего карбид бора.	и Р^улнрхющегс
6.3. Предположим, для некоторого проекта
коэффициент реактивности при изменен^
составляет 2,5 (единиц р). Эффективная
нов Р - 0,0034. Вычислить доплеровскмг
женин однородного температурного по 'я
6-4. Предположим, в реакторе БН
•ТО Сборок в СУЗ (основная сис^и^ Р ЧеСК?? Юностью 1600 МВт чис-
(в единицах Р). Наибольшая эффеКтмнТ° 6 эффективностью^
’°- Температурные коэффициент,, НОстьТипичной сборки составляет
ходе от номинальной мощности к реактивности равны 1,2 при пере
нХ°Т Г°РЯЧего состояния к режихХ4еМу C0CT0™"«. 0.8 при пере-
пеактцП° крнтеРию поднятого регутипм^РеГрузок Требование безопас-
раэный 2.0. Дополни Ру“тостер*ня определяет запас
необхоти°РаНИЯ равна 3’°- Наконец 7^ реаКтивность на компевса*
ма избыточная реактивность	иеопРеДе'1ениоСте^
1'2. Характеристики цикла облучения	,59
а)	Выяснить, удовлетворяет ли эффективность СУЗ требованиям,
сформулированным в § 6.9.
б)	Число сборок СУЗ (дополнительная система) равно восьми общей
эффективностью 6.7 (в единицах (3). I 1аибольшая эффективность единич-
ной сборки равна 1.3. Выяснить, является ли достаточным указанное
число сборок.
Глава 7
ОБРАЩЕНИЕ С ТОПЛИВОМ
7.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Обращение с топливом включает в себя этапы облучения и переработки.
В связи с этим возникает перечень вопросов, являющихся предметом анали-
за топливного цикла: начальный состав топлива, частота перегрузки, изме-
нение плотности энерговыдслення по мерс выгорания, изменение реактивно-
сти. наконец, цена топлива. Подобная информация необходима для выяс-
нения требований эксплуатации и экономики БР.
Как известно, топливная составляющая стоимости атомной электроэнер-
гии зависит от типа реактора. В реакторах типа 1>11 в отличие от ЛВР она ма-
ло чувствительна к цене на 1)аОи. Поэтому можно ожидать, что с ростом це-
ны на UjO, топливная со< га ваяющая электроэнергии АЭС с реакторами БИ
будет ниже, чем с .'IBP. Благодаря расширенному воспроизводству в реак
торах БН будет ежиi аться такое топливо, как обедненный уран. Он накоп-
лен в столь больших количествах, что его хватит на длительный период без
дополнительной добычи урановой руды.
В данной главе описываются методы расчета нуклидного состава за-
гружаемого и облученного топлива. Такие данные необходимы для опреде-
ления стоимости топлива Рассматриваются также методы расчета коэффици-
ента воспроизводства и времени удвоения. Хотя параметры воспроизводства
не требуются непосредственно для определения стоимости топлива, они яв-
ляются удобными критериями сравнения различных концепций и проектов
БР.
7.2.	ХАРАКТЕРИСТИКИ ЦИКЛА ОБЛУЧЕНИЯ
Возможны различные схемы загрузки и выгрузки топлива. Рассмотрим
понятие равновесного цикла, связанного с циклом первой загрузки. Первона-
чально реактор загружается необлученвым, пли, как говорят, свежим, топ
ливом. Его облучение в реакторе составляет никл первой загрузки Пекле
определенного периода облучения часть облученного топлива выгружается
и заменяется более свежим Через несколько лет таких перегрузок возникает
композиция (нуклидный состав) равновесного топливного цикла Равновсч
ный цикл считается установившимся, если после очередной перегрузки ком
позиция топлива в реакторе такая же, как и в начале предыдущего цикла об-
лучения. Процесс перехода к равновесному циклу достаточно сложный и
здесь не рассматривается Вместо этого обратимся к анализу равновесного
Никла как такового.
В процессе облучения топлива количество тяжелых нуклидов уменьша-
ется нз-за процесса деления, г. е. происходит выгорание топлива. Термин
выгорание употребляется для описания меры произведенной энергии и одно-
160
--------------_
n₽nIIiero деление (т. е. выгоревшего). ЕдиН||.
временно доли топлива, претер	_
цы выгорания определяются в s 7 J.	])меть специфический смысл.
В дайной главе термин	начинающемуся с пуска реакто.
Он будет относиться к п ронессу обту	тсрмШ| |1С1Ю.,|г1уется
ра после перегрузки. В более шире ТОП111ВОМ. начиная от дотами ypatt0.
описания всех процессов обращен ва, его облучением. перераГюткой (1
вой руды и кончая	ш,кла. т. е. время между очередными
хранением (см. гл. 3). Длите.'	(НЫЛ1 ин tnepea.it >.и.
перегрузками, будем называть /ХТ0ра можно представить как нснрерыв-
Процесс подпитки ядерно Р * „ т е, перегрузки долями (партия-
ный либо в форме частичной_пр Еоблученного топлива псриоди-
В №»< '’"IXS	, np.u. „не Вр „
чески заменяется новой. Dt0J обновляется 1 „активной ны. ТО ПОЛ-
*о/тп пгтт ППС*.'Г(* TOt частичных перегрузок, причем каждая
истор"ю о6-,уч " 0Сы,|||>
пмХХый итерил в коммерческих быстрых реакторах-р; ^жителя,
выбнраотяI равюм I году, чтоудобполля перерабатывающих шрият»#.
Однако для прототипов БР этот интервал делается как правило короче*
Типичное время облучения топлива в реакторе ЬН в	' 5ц»ей
плотностью энерговыделення — 2 года. Таким образом. < у	релкгора
осуществляется двумя партиями.
Помимо выбора партии перегружаемого топлива пр*
можиость выбора схемы частичной перегрузки, которая может рассеян-
ной или зонной. В первой схеме обновление топлива пропэт i каждый
раз по всему пространству активной зоны. В другой схеме г	у «кв облу
ченных сборок производится только из одной области активи	*’иы. тогда
как свежие сборки размещаются по всей активной зоне Но дл >го необхо-
димо перед загрузкой свежих сборок провести необходимые nt . пки об-
лученных сборок в реакторе, с тем чтобы реализовать необх. * план за-
грузки. В ЛВР используют комбинацию обеих схем перетру гда как в
реакторах БН обычно планируется схема рассеянной перегру кн Послед-
няя имеет тот недостаток, что облученная сборка с выгоревшим топливом и
потому с пониженным энерговыделен нем оказывается рядом со свежей сбор-
кой с повышенным энерговыделением. Следовательно, возни г неравно-
мерность поля энерговыделеиия. Зато перегрузка занимает меньше времени,
так как не требуется перестановки сборок по реакторх
ч₽мнпгМепсп1,1Е° может П0СТУпать в БР после переработки топлива, облу-
ной чнрпгртн • У'лпп)-,Г0М БР' На пеРвых стадиях дву хк >м •' 'НеитмоЙ ядер
плутоний (in'J'si I п "l”00 БР- МОжет 0Казаться- что прои Же ленный в . IBP
ки БР а нр пп^дп^ 3R0H0Mi,4eCK1! более выгодно использовать для подпит-
12—15 тепловых^Х™ В ЦИКЛ ЛВР* ^алее мы Увидим (§ 7 В), что за I ГОД
ное для пуска одного БРР0В.ВЬ1рабЕТЫЙают ко-™чегтво плутония. достаточ-
коммерческих быстпых сравН|1М011 электрической мощности С внедрением
зультате расширенного в ^™Р°в-размножителей можно ожидать, что в ре*
•мообеспечение >? развит.^ и Р^3^Ва "-^«ия будет реализовано их са-
или потребностями в эт?ктпп'?ТЪеТСТВ^И с достип,утым временем удвоения
НИЮ, когда БР производят п^?пм«; Можио ^положить и такую ентуа-
ственные нужды. Тогда этот Ф НИ" г К0111чествах. превышающих их соб-
ватьдля пуска дополнительных 'то гЗ°ЧИЬ,Й 111УТОНий МОЖНО ИСПОЛЬЗО-
му. всегда будет дешевле. Cif-nnJ. " Строительство последних, по видик0"
лесообразным продолжать эксп атель110, «ожег оказаться экономически не-
эксплуатацию тепловых реакторов на топливе от
7.3. Выгорание топлива
161
БР в течение длительного времени даже после того, как добыча природного
урана станет слишком дорогой.
Легко представить себе равновесный топливный цикл БР. когда избыточ-
ное топливо из одного БР вдет па загрузку другого идентичного БР, так что
образуются одинаковые циклы. Имеющиеся программы позволяют провести
соответствующие расчеты такого цикла. Для этого используется итерацион-
ная процедура поиска равновесных нуклидных составов загружаемого и вы-
гружаемого топлива. Данная задача неоднозначна, так как можно
по-разному распорядиться плутонием, который накапливается в зонах вос-
производства. Нго можно употребить для пуска новых реакторов либо пере-
мешивать в неких пропорциях с плутонием п i активной юны для поддержа-
ния цикла. Множество логических возможностей усложняет расчетный ал-
горитм. Примерами испои,дуемых в С.П1А программ расчета циклон HP яв-
ляются FUMBLE III.R1 1И Ч I2J. 2 DB |з| иЗ i)B 1-11.
Чы ограничимся описанием сравнительно простой модели расчета топ-
ливного ник а Предположим, нуклидный состав загружаемого топлива из-
вестен Тог 1Л можно развпть методику расчета доли плутония, необходимой
для работы реактора в течение перегрузочного интервала. Мы не будем рас-
сматривать чему расчета накопления плутония в зонах воспроизводства,
хотя ее нетрудно представить в рамках расчетного метода, дающего прост
ранствеппо! огнь nine нейтронных потоков. Лашапель — показать основные
звенья ан. шза топливного цикла н дать примеры приближенного расчета
нуклпдн ч  состава облученного топлива. Простота модели облегчает пони-
мание физического явления п дает возможность студенгам выполнить соот-
ветствующие упражнения с помощью ЭВМ.
Остаются в сторощ важные аспекты топливного цпк ia, касающиеся об-
ращения с облученным топливом После извлечения от работаиших сборок из
активной юны н юны г ос про и ию детва необходимо выждать некоторое вре-
мя, пока нс падет актявность щ счет распада короткоживущих нуклидов.
С этой целью облученные сборки выдерживаются в баке реактора, после че-
го они перемещаются в хранилище (специальный бассейн) для дальнейшей
выдержки перед отправкой на перерабатывающий завод Время, затрачивае-
мое на храпение, транспортировку, переработку облученного топлива и из-
готовление свежего топлива. влияет на экономические характеристики и
время удвоения Неизбежные. хотя и малые, потери делящегося материала
во внешнем топливном цикле (т. е. вне реактора) также влияют па время
удвоения Поэтому точный расчет количества делящегося материала, нахо-
дящегося в обращении, ока (Ывается затруднительным.
7.3.	ВЫГОРАНИЕ ТОПЛИВА
Дзя оценки выгорания используют две физические различные единицы
измерения, МВт-сут кг (или МВт-сутл) и процентная доля сгоревших тя-
желых ядер Первая единица характеризует количество энергии, выделив
шейся при сгорании единицы массы топлива. Она широко применяется, осо-
бенно американскими физиками, в количественном анализе топливного цик-
ла и в экономических расчетах. Другая мера выгорания —доля разделив-
шихся ядер — удобна в инженерных исследованиях, связанных с радиаци-
онным повреждением топлива п зависимостью его свойств от флюенса. В Ев-
ропе она часто используется также в расчетах топливного цикла Дадим ко-
личественное определение этих единиц в установим связь между ними Да-
лее в этой главе будет использоваться единица МВт-сут кг.
6
Зак. 1292
162
Глава 7.
--------“• А довыработке топаза. измеряемой
Мы будем говорить об W	ко всем тяжелым нук *
МВт’Сут/кг*, где масса то •	\недорода исключен к i <з массы оксц»
SVM«®;o,B3WSeA»KmeM^^ „%«мнется очевидны,,
кого топлива. Масса тяжелых! ; !Ная иа отношение ..томной MaS
как масса о^’Д«ого 0 (Сцда (для смешанного ок< цдного топ.^
топлива к молекулярной массе «ж д
можно принять отношение ZJ^|1)Ю деяать различие .между хроно**
При расчетах выгорания я ош н0МинальН0й мощн> mi ПосдедХ
ческам временем il^^o„oni4ffXOro времени на к <фф!Ц11, нт и(по*
получается умножением *Р° J! ||HTepBa.i определяется > яс , nisecxt
эованиямощности. Перетруая 30На реактора Б11 со )жнт 30 ООО»
временем. Пу^.	“« мош*™ ЧВт ш
я Unocr,, f = %; ;2"р£чном
t = 1 год. Средняя энерговыработка топлива за цикл pal
R Р1‘с 
(238.2"0).И„кс '
где р — мощность, аМВт; /е — перегрузочный интервал, су М.пе ~ масс»
оксида, кг; 238/270 — отношение молекулярных ма у	и СКСМа
Подставляя численные значения Р, }, С- и Н,,кс.
МВт-сут/кг. Величина В связана с нейтронным потоком Ф ,| удсльвй
скоростью реакции деления Ф~/. хронологическим врем-'
в,/)=__________________________W
[	2,9- 1О‘«• 10-» (238 270) F} р *е
где Fj — объемная доля оксидного топлива; ромс -раз'1
оксидного топлива. Введены также численные коэф.} ы
2,9-1016 дел/(МВт-сут); 10~э кг/г. Здесь предполагаете Ф
меня нс зависит. В действительности эта величина сл.:б	so ври*
ни (если учитывать накопление плутония в зонах воспр г i). л ее,
кальные значения (до усреднения по объему активной зоны) гА !цехтвенно и-
висят от пространственных координат.
етсГ е±^!Г0₽7,1Я в зав,1С1|М0СТ11 от хронологическ ш L
ется следующим образом:
п.юпюсп
передо:
$ т Ф//
В, % = 100 Л,.	7
»»»♦
Л. (И нач[1ьным^йач™иедТдгВ“)тяж<?/!Ые нуклиды с ядер ной плитносп»
легко установить из стедующихРс(^Раб<ЛК” топлива и глубины р,ып4>«вй
фнциенты: 2,9- Ю16 де.т.(МВт-сутР	ИС,,<МЬЗУЙ переводные wef
6,023.10*3	П’ ,8ы • 1(? с сут. Тогда
2,9- 101е-0,8G4-ЮоГозз 2=5 Ь С,
_5ЛШьсут кг
----------	ГТ— =ю	Р
• "Р^.ру
шихся SSux н/вдидовУЧ8(Л К0гдВа^Т«Л1н!!аСхВЫРабо’авШИ&'с" СТ1НДа₽?£л$г
«УВДВДов. (Прим, /upaj н’ияа х,Ракт*ризуется долей рм*4*
7.4. Уравнения выгорания
163
Время облучения топлива в реакторе
ограничивается радиационными повреж-
дениями топлива и оболочек твэлов п
чехлов (в частности, распуханием), но
не изменением реактивности. Проекти-
ровщики быстрых реакторов с оксидным
топливом стремятся к достижению энср-
говыработкн порядка 100 МВт-сут/кг.
В первоначальных проектах реактора
БП этот показатель снижен из-за небла-
гоприятных радиационных свойств кон-
струкционных материалов.
Время облучения топлива н реакто-
ре. соответствующее проектной энерго-
выработке, зависит от удельной мощно-
сти. Л\Вт (т. ) кг (металл), которая п спою
[’нс. 7.1. Радиальное распределение
плотности энергоныдслеиня 1.1, Б,
ii положения сборок, рассматри-
ваемых н расчетном примере)
очередь зависит от пространст-
венного рзенргделения плотности энерговыделення. Чтобы прояснить эту
связь, рассмотрим радиальное распределение плотности эисрговыделеиия,
проиллюстрирован ное на рис. 7.1, н чйСЛВЯНый пример.
Предположим, что для сборок 1, Б, в радиальные коэ1|м|нн1пс1гты не-
равномерности (отношения локальной пиковой мощности к средней по ак-
тивной зоне) равны 1.3; 0,8; 0,65 соответственно при одинаковом аксиаль-
ном коэффициенте неравномерности [.25. Примем типичные значения удель-
ной загрузки делящегося материала 1,2 и 1,6 кГ/МВт (т.) для зон малого и
большого обогащения Ко>|ц[>иписит использований мощности равен 0,7.
Тогда максимальная шерговыработка для сборки А через 2 года равна:
' >Шт(т * ‘ О,IJ	• (2-365сут) -0,7-1.3-1.25
1 .4 кг делят 	КГ МСТИЛ .
МВт-сут
кг
Средняя максимальная энерговыработка сборок .4, Б, П в зависимости от
времени облучения приведена в табл 7.1.
I и и я 7 1 Типичные шиченнк эме]ипвырабпгкн «МВт сут'ш.
и 1йянгнмоггя nr времени облучения дли сборок . 1. />, fi
Врем об- яучсян» . Год	Cl* ИМ >К«рГ<4ЯЫрйбо!к .			Микемм мльмлм		
	4	8	Л	/1	8	/<
2	61			76		
3	91	г.	•17	lit	7о	ТА
4		76	Ь2		9S	78
Допустимая энерговыработка 80 АШт-сут/кг для большинства сборок в
активной зоне достигается за 2 -3 года, и лишь периферийные сборки мо-
гут облучаться в течение 4 лет. Однако время облучения сборок в боковой
зоне воспроизводства может быть больше (примерно I 6 лет).
7 4. УРАВНЕНИЯ ВЫГОРАНИЯ
Расчетный анализ выгорания сводится к нахождению нуклидного со-
става облучаемого в реакторе топлива в зависимости от времени Лшрферен-
инальные уравнения, учитывающие цепочки превращения нуклидов, на
зываются уравнениями выгорания.
6»
164
Глава 7. Обращение с топливом
Таблниа 7.2 НУ^Ра,1,,я "Укл"г"1П
Номер
Цикл V- Pu
Цикл Th и
1
2
3
4
5
6
7
8
23SU
ЗЗври
140pU
*<iPu
WPu
««Am
2<>Am
Продукты деления
«’’Th
-’Ч
”«U
гми
13ЦГ
”’Np
Продукты дг тения
Можно получить приближенное аналитическое реже г .ибо рещ^
уравнения численно, используя итерационную пр ч у; нахомь ки
ядерных плотностей. Аналитическое решение выводится | чполсм^
что нейтронные потоки и эффективные сечения ней зменн сменив веде
рассматриваемого промежутка времени- В подходе числен нтегриро?
пня аналогичное предположение относится только к времен !Ч м интервалам,
задаваемым расчетной сеткой на временной осп Надо от у	. что предпо-
ложение постоянства потока и сечений значительно лучи; тняетсядл
условии быстрых реакторов, чем тепловых, и за слабо ши ьносп
эффективных сечений быстрых нейтронов к изменению ш и накоаде-
нпю продуктов деления. В схеме итерационной прощ iypi >ня гр,ч, .
нин выгорания (см. рис. 7.4) постоянство потоков н сечени пр лолагает-
ся во всем интервале времени топливного цикла.
Мы начнем с уравнений выгорания, а затем перейдем к щ пешеяш
ЙКи "0ГР11"Л?“Т"1Т“0Г0)' Л" МНОВ|'ЫС '««««» "Г-	«1>
введем тгёашУю	“ Г1 1 Д"	Лст“ «""
введем нумерацию нуклидов согласно табл. 7.2. В действекшнх плотам-
“»U ЧрТ2 ^“^“еречеиь нуклидов, включая такие, кк
«»сшШ’давДе„#в,„0ИЗ;• “а“|^7!“	11 h
не играет большой пот .плЯ Р ‘ 2	3 Включен» I и "ty
(23,5 мин и 2.35 сут)Р Однако учет »»Р4W’° периодов полурасяш
. > иднаю учет ра с периодом п р , 27.4сут
7.4, Уравнения выгорания
165

(п>7>
-----гзУ_______г3£ц —
^>7)	(п>7)	^7>
I 
*37Np
Р^Х?=^75сУт>
А
*?3 JPa —*
(л,/;
£(^г=.22,2мин)
233ТП
гмРа
2W IT------
Ш,))
. >
Ffyz-lJW №#=27,00)1) P(Tf#*1,2tHiH)
 —-^гРа---------
W (п,7)
Р(Т^25^ч)
?h------2J?Th-------
(Л, 2п)	(п, f)
Рис 7 3. Цепочка iipeiipdmetuift JMT'h -»»U
в Th — U цикле оказывается существенным. Ниже мы рассмотрим типичный
никл. fipr.c ганляющнй наибольший практический интерес.
В этом цикле участвует 1*Pu (см., например, табл. 7.5). Данный нуклид
возникает двумя способами:
1) Н'Х'р. н гь' М «ахвата нейтронов ядрами 9!”Np с последующим (^рас-
падом ”Np;
2) посредством а-распад.ч 2,:( ли, образующегося после (3-рас па да 'Am:
последний в <В"Ю пчередь является продуктом реакции захвата нейтронов
ядрами M’Atn. Имеются еще два важных источника обраювання 2U7\p.
1) реакция (н, 2л) на ядрах M"U с последующим р-раснадом 5Я'11;
2) реакция (п, у) па ядрах ”4.1 и азли также с последующим (’ распадом
ю,и.
А ДИФФЕРЕНЦИАЛЬНЫЕ УРАВНЕНИЯ
Ядерная плотность (или масса) mU подчиняется уравнению
(7.51
at
где /—хронологическое время, с; ст,,— сечение поглощения, см1:
/ коэффициент использования мощности: Ф — абсолютный поток,
центр/(см3* с).
С.ледует обратить внимание на то, что здесь сечение измеряется в санти-
метрах квадратных (см2) и его надо умножить на абсолютное шаченпе потока.
Комбинация величии /<!<( будет неизменно повторяться о уравнениях;
она называется флюенсом. Введя обозначение
г fllU,	(7 b)
уравнение (7.5) перепишем в виде
(7 7)
dz
Следующее уравнение описывает идериую плотность
/VlOol	(7.М)
dZ
166
_ с топлнвОМ
7 обращение «------
Глава	——-----
----- п ппнсутствовал член поглощения
„ , да®е«<	член радианпопного за,^
Подчеркнем, что ® лЯется анало
тогда ван »(7“	эаП1,еЫваютс» JBMn4w
та %‘„v«mob «Р». “₽“' '	•
Таким образ»»' «»»'	(,„ 2,3.5,6)
оч тнлгоозння *|ЯАп1, т*е ^к^пягпал этого ну к; ндл с порно-
в данной схеме не в РуЧИТУвать Р’Р П(.ремС| у к L а затем
уравнение для ни Д Ш1е запишем чер
дом полураспада IV леь
(79)
через г:
= -Л'4(Ти4 Ф/-/Ч i\'t Л^вв '!>/;	(7 J0)
£.^+д.)+#л,	(7 |(М
В схеме мы также пренебрегаем убылью ядер 141 Дт з г жцнй по
глощення. Тогда остается уравнение, описывающее иакпп. 1 \т-
- А-
d; Ф!
(7.1!)
При каждом акте деления образуется пара осю лковдсъ	1р< нсбре-
гая реакциями, приводящими к убыли продуктов деления	г у равне-
ние их накопления:
5
2 *»’«•	г 1!>
dZ
I
Причем делящимися считаются нуклиды с номерами I 5.
6. ЧИСЛЕННОЕ РЕШЕНИЕ
Для решения уравнений выгорания можно воспользоват м шкимя
способами численного интегрирования. Простейшим является прямой ме-
тод Эйлера, в котором записывается явный вид величины V ь т< .(* / + ’
через ее значение и значение производной в предыдущей точке j с шагом «>6
(7.J3)
Более точное интегрирование можно провести, усредняя пронзв гныева
концах интервала:
¥----v - б/-‘- -	(7.14)
Так как величина Л’/+1 выражается через искомую Л* ,. решение полу
Хзм"О”2Тв®‘ОК,ЮЙ "РИК^“' ик	напрн-ер. •
2
В. АНАЛИТИЧЕСКОЕ решение
Некоторые программы расчета топливного цикла (например. Fl
основаны на аналитическом, решении уравнений выгорания, в котором ско-
росги реакции описываются с помощью одногоуппоных эйхЬсктивны* сече*
НИЙ захвата и делания. Посквльку он,,,^нн »»"“’
7.4. Уравнения выгорания
167
целесообразно использовать единую систему одногрупповых сечений для рас-
чета всего топливного цикла. В более детальном анализе (в той же програм-
ме FUMBLE) подготовка одногрупповых сечений и потоков проводится для
отдельных временных интервалов никла.
В аналитическом решении необходимо задать начальные значения ядер-
ных плотностей различных нуклидов ;V,„0, описывающих композицию све-
жего топлива при 0. Для -3SU решение уравнения (7.5) имеет вид:
Л\ МЬ11ехр(-ст,нг),	(7.15)
Уравнение (7.8) .можно решить с помощью интегрирующего множителя
р = exp (J ай1 dz) =» exp (<tq3z). Тогда
У, — ( p.Vlaett/2~-exp(—ad9z) У110ос1
P J
|cxp (ct.,3—anl)
Uui ufl।
(7.16)
Константу С определим из начальных условии У2,о при 2 “ 0:
С --------------------;
Л'_. Л\ ,ехр( сг01г) Ц-/V, 0——]ехр(-о,пг)--ехр(- о^аг)). (7.17)
dal“~Uai
В общем виде решение всех уравнений может быть записано в рекурсив-
ном виде:
Л| H.icxpf—aelz);
Afi 1 ! exp (ои! г) + Лм exp (— a,ti г),
.V,- /1а1ехр( <rDlz)+ /1иехр(—anJz) | Лазехр( а„аг);
*'Ьлп ^Хр (“ ^an	Qh
п - I
где
л„,„ -	(7.19)
и коэффициенты Атп определяются из уравнения
т
;	Л^о 1 Л.п-	(720)
я-1
В этих уравнениях 1и последующих в этой главе, кроме (7.31) и (7.32)]
величина ord4 для 211 Рц должна пониматься как сумма денс-iвптелиного се-
чения поглощения и добавки /ф/. Решение (7.11) для а*‘Рн не подчнняго я
рекурсивной формуле (7.18). сИо решение получим, используя результш
ДЛЯ У4:
21
ф/

|‘ехр(-oanz')dz'	А V 212.
Ф, ) Uan
X(l—ехр(—ounz)|.
(7 21)
Глава 7. Обраи^^топливом
168_______________. , - —------------
--------------------~77р> « продув деления *. имеет вод
Peiueiiire уравнения (7.1-)Д.ч^ ।
м	f V Л',п(г')о/П)^'.
•’ S	1 —
о т~'
П 141 пмпзженнй для N„, получим
После подстановки в (/-15) ВЬ!Р‘
5
•V	V
'Ч	—
«I 1
5
(7.22)
(7 23)
ITI
Ofm 3 ^mn
v
•"“Г|
j’expf—c<inz')dz
9
(I exp (—a.
Уравнение (7.23) имеет такой же вид. как (7.21). за иск т к инем того,
что суммирование в (7.23) проводится по всем пяти номерам щихся нук.
лидов, а в (7.21) берется только один член источника г. )
Имеется возможность внутреннего контроля за праии	ю рлГхлы
расчетной программы. Ввиду предположения, что колит ер
=<?Ат л продуктов деления не зависит от реакции пог. ниц
честно нуклидов в единице объема, включая парные пролу к ння. рд*.
ио V ,Vm. Эта величина сохраняется в течение всего никла •	Она ж
равна начальной плотности ядер топлива, как было показан. 4. Такая
проверка обычно предусматривается в действующих прогре в При ,гом
учитываются отклонения высшего порядка малости за счет  и и . в«с.
шпх актинидах и (й, у)-реакции на продуктах деления
Г. СРЕДНЯЯ ЯДЕРНАЯ ПЛОТНОСТЬ В ТЕЧЕНИЕ ТОПЛИВНОГО I ' А
В различных реакторно-физических расчетах требуется	нюю
ядерную плотность нуклидов на различных стадиях выгорания и iпример в
XS LT' рМ1ЮКС,'°™ ba.ee ТОГО₽ в ".PJX
вых эффективных сечею *1ерерасчет многогрупповых потоков « одногруппо-
делается как	в\клпда m в зависимости от ф т -и г опре
Л7,,, (г) -
i 7 25)
J
О
Для нуклидов с номерами от 1 тп л
Р От 1 до 6 Формула приобретает bi
^ехр(~0опг)ЦГ m
Из физического смысла яг
определяется интегральным Чйсло^деленнй0111 Парных продуктов деления
Afs (?)--= \ д)
пГ~ т'пг’
Если подставить (7.25) в /7
результата выражению /7 от. мо*но убедится
р жению (7.23). Ходиться в эквнва тентностн этого
(7 26)
7.5. Начальна
я и конечная композиции топлива
16?
Для нуклидов с номерами 7 и 8 средние плотности определяются в виде
/V.(z)	_L2f_ V ^_[z__Lll_.exp( -о„л?Л ;	(7.27)
г ф/	о , | п
п I
Л^г) — V V 4- г- ~|1—ехр( -0„„г)1 .	(7.28)
<	.	. *^u?i	
т««1	г:«» I
7.5. НАЧАЛЬНАЯ И КОНЕЧНАЯ КОМПОЗИЦИИ ТОПЛИВА И ПОТЕРЯ
РЕАКТИВНОСТИ ЗА ЦИКЛ
Ниже рассмотрим приближенный метод расчета требуемой доли плуто-
ния » свежем топливе, композиции (нуклидного состава) облученного
топлива, потерн реактивности за цикл, а также наметим подход к опенке
коэффициента воепроицюдства. будет использована упрощенная модель, ос-
нованная на ну.Hi-мерном расчете активной зоны; следовательно, детальный
анализ будет касаться только активной зоны. Корректный учет процессов
в зонах I " ^производства, конечно, возможен лнпп. в модели с пространствен-
ной зависимостью потоков. Однако п наша упрощенная модель даст полное
прсдстн:. тсние о схеме расчетов топливного цикла.
Церва» задача заключается в определении начальной доли плутония, ко-
торая об» печнг критичность реактора в конце ник.и при поднятых регули-
рующих стержнях.
Начнем с некоторых определении:
К доли ядер плутония в топливе:
q индекс состоянии никла, имеющий следующую нумерацию:
q 0 тля свежего топлива; q I —для топлива, облученного в те-
чение одного перегрузочного интервала, и г. I.; (/ Q для вы
Iру жаемого топлива;
Q число партий до полного обновления топлива (т.е. число перегру-
зочных циклов по отношению к выгружаемому топливу);
Ь m(q) ядерная плотность нуклида т в состоянии цикла </;
Vm<1  ~ средняя ядерная плотность (т. е. усредненная но всем перетру юч-
ным циклам) в начале цикла;
А'гпг средняя ядерная плотность (т. е. усредненная но всем ncpeipyточ-
ным циклам)в конце цикла;
\— средняя ядерная плотность по всему циклу;
k, — эффективный коэффициент размножения в начале цикла (регули-
рующие стержни подняты);
k, — эффективный коэффициент размножения в копне никла (регули-
рующие стержни подняты);
“г.п/ — макроскопическое сечение захвата для иеделящихся материалов;
Db: — произведение одногруппового коэффициента диффу шп на геимет-
рический параметр (баклииг);
1С — перегрузочный интервал, т. с. длительность цикла, в хронолог»
ческом масштабе времени, с;
В —энерговыработка топлива, МВт-сут кг (металл);
v — номер итерации.

топливо**
170
. . лине пикта есть
Средняя ядер»»» "•ЮТ"ОСТЬ ”И'“'д,„,.
4 V
с
(7.29)
(7.30)
ОДНОГруППОВОй)
(7.31)
Эффективный коэффициент размножения в приближений
баланса нейтронов определяется следующим образом:
5
V vm т. b
5 — -------------------------------------------
6 S
V ^w,6aam-r *С.Л/
т = 1
Б
v/n Gfm
mes l
1
(7.32)
—
ст=]
Здесь ао4 есть эффективное сечение поглощения для 141 Ри (Гх лки Ф/,
как в уравнениях выгорания.)
В программах анализа топливного цикла в действителен « делается
более сложный многогрупповой расчет нейтронного балан> I.
Мы предполагаем, что нуклидный состав загружаемой- п мня »зж-
тек. Тогда, определяя долю плутония в свежем топливе, и 1 лчальвж
значения ядерной плотности всех нуклидов. Величины t  гртзочны*
интервал, обычно равный 1 году) в f (коэффициент нслольэсч щиостя)
предполагают известными.
На рис. 7.4 показана блок-схема итерационного расчета т v мой мл
плутония в свежем дан|йя	гр *»•
BURNER. Она реализует мп-ритм ре-
шения уравнений выгорания, писанных
в § ' .4. Алгоритм исходит из двух па-
яльных оценок искомой доли плутали
* “£' ’для расчета первых двух ите-
рации. Последующие итерации интерпо-
лируются (иди экстраполнр) ются) иехэ-
i”vHLBbI1CPaHHOro критерия сходнчосп
k, ° Для значений £<'>.
р.^Р,ации пРекРаЩаются при достиже-
нии заданной ТОЧНОСТИ 8.
DallиueДyeT/:0™eтиTb 470 на каждой иге-
потока .!’еобходн>ю уточнять значение
рациями ма.то- “° нзменен"е “сжду
Рис. 7.4. Схема итерационного рас-
чета начальной доли плутония
в 2,9; Ю! °
(7.33)
5
V..
7.6. Коэффициент воспроизводства
171
(Vn.n — объем активной зоны). Здесь используется средняя по циклу ядер
пая плотность .'Vm; соответственно получается и среднее по циклу значение
потока. В качестве средней оценки плотности хорошим приближением явля-
ется среднеарифметическое значение Nmb и Nnip. Первую итерацию можно
начинать со значения N т0.
В расчете понадобится также флюенс, который оценивается по (|юрмуле
2(V) ф<у>	(7 34)
На последнем этапе итерационной процедуры вычисляются: эффектив-
ный коэффициент размножения для начальной загрузки, глубина выгора-
ния и коэффициент воспроизводства (см. $ 7.6). Результатом расчета явля-
ется также композиция выгружаемого топлива А7^’.
Изменение реактивности за цикл есть
Uo k,I.	(7.35)
Наконец, энерговыработка топлива определяется следующим образом.
Время об уч ния топлива на номинальной мощности равно:
«'•  •
где Я6 *100 — число секунд в I сут.
Масса тяжелых атомов (U + Рп) в активной зоне равна:
/238/270,
где р плотность, кг м* 1; Гп , — объем, м*. Тогда энергавыработка
МВт-сут кг, тснътнвн определяется выражением
f{	400
р7^/ 0.238 270 ‘
(7.36)
7 6- КОЭФФИЦИЕНТ ВОСПРОИЗВОДСТВА
Для расчета коэффициента воспроизводства л времени удвоения необхо-
димо ввести ряд величин*, определяющих количество (пли ядерную плот-
ность) делящегося материала, соответствующее одному циклу:
• Используются английские аббревиатуры:
FP — fissile material produced per cycle,
I D — fissile material destroyed per cycle;
FO — fissile material gained per cycle;
FBOC — fissile material in the core and blankcis at the beginning of the fuel cycle,
FEOC — fissile material in the core and blankets at the end of the fuel cycle;
FLOAD — fissile material loaded into the core as fresh fuel of the beginning of the fuel
cycle;
FDIS — fissile material in the fuel discharged from the core arid blankets at the end
of the cycle;
J%E — fissile material external to the reactor per cycle;
FL — fissile material lost external to the reactor per cycle;
FPL — fissile material lost in processing per cycle;
FF -* out-of reactor (or ex reactor) factor;
PLF — processing loss factor;
RF — refueling fraction;
••’PuED — out of-reactor becay of wlPu per cycle;
2llPuBOC— M1Pu in the core and blankets at the beginning of the cycle;
2uPuEOC — 341Pu in the core and blankets at the end of the cycle;
C — cycles per year (C «» l//c). (Прим, переа.)
Глааа 7. Обр*^!
172
с ТОПЛИВОМ
FP — произведенное;
FD — сгоревшее;
избыточное;	_
 находящееся в реакторе (в активной зоне и в зонах
изводства) в начале цикла;
। же в конце цикла;
загружаемое (свежее) в начале цикла;
выгружаемое (облученное) в конце цикла;
гL. — находящееся вне реактора;
FL — потерн вне реактора;
FPL — потерн при переработке.
Для 24,Рц необходимы дополнительные обозначения величин,
ляющнх его количество в цикле:
241 РиВОС — количество 241Ри, находящееся в реакторе (в аки ,р( з,ш
зоне воспроизводства) в начале цикла;	11 8
то же в конце цикла;
потери вне реактора за счет распада.
Потребуются также безразмерные величины.
(piKiup DrtvLu.iK..
относительные потери при переработке.
•• -• чп •
Г В ОС
FEOC - то
FLOAD -
FDIS -
FE — на
241 РиЕОС -
241 pu ED _
EF — фактор внешнего никла;
PLE-c.. .	--------"
RF —доля перегружаемого топлива;
С — количество циклов за год (С
Единица измерения
же, что и величины N
ВОСПро.
опреде-
количества делящихся материалов ” быть та
же, что и величины например 1к'г/м31 или (ядра I' гыг ip
для коэффициента воспроизводства и времени удвоения вс» ' । г )жзт от*
ношения этих величии.
Коэффициент воспроизводства, определенный в гл. I. ест
br = 2L
FD
(7.37)
Несмотря на простоту определения, способы расчета коэффициента вос-
производства могут быть разные. Они обсуждаются, например.
которому мы будем следовать. Определение BR будет отражать пня рав-
новесного цикла. Величина в числителе означает количество вл • wuero-
ся материала, произведенного за цикл, а не результирующее количество.
Иначе говоря, произведенное и затем сгоревшее в цикле делящее ’ t щество
входит в эту величину, поэтому
FP = FD + FEOC - FBOG	(7 38)
Обратим внимание на то, что возможно другое определение к нчестм
произведенного делящегося материала, учитывающее баланс загруженного
и выгруженного топлива:
FP' = FD + FDIS-FLOAD.
Можно спорить, что такое определение более логично для оценки коэф-
фициента воспроизводства. Однако авторы работы 151 отдают предпочтение
первому определению. Оба определения приводят к слегка различающимся
значениям к^^ФФиц^еДта воспроизводства из-за нелинейной зависимости
накопления -зьРц и ulPu от флюенса.
Прежде чем вернуться к выражению (7.38), отметим еще одно хстожняю-
“SSm SZT “Ы"'"ая "'’°"™"- „о^„?ко4Ч-.п1Ве««
воспроизводства. Дело в том, что ценность различных н\ клипов неодинако-
Ю. Например, эффективность е.. Рп
7.7. Время удвоения
173
критичности требуется меньшее количество
ла тают сырьевые нуклиды -"'Pu )t •-•«n т. .	’ П0Лее тою, ценностью об-
дя из этого в 161 предложена концепции .‘"'А*"' 011,1 МОГУТ Делиться. Исхо-
нованпая на понятии эквивалента -'1!1Рп' [У,*М’ИЦ||е'|Тг| вос производства, ос-
коэ<|хрии11ент придается -"Pu тогля . -,й .. J,°" KO",lcn,tl!lf болыипй весовой
шился нуклидов суммируются с оти|'г-11-г111/|),,|>еДе’,С111,И нклады деля-
По данным 151, учитывающим новьшепнукГ"! i ”есо,‘|,гм" х^Ьнциентами.
очередь из-за более высокою Хи", TJ ГТ,ЖП(,СГ|’ 2'.“Pl1 <" первую
в 1,5 раза больше, чем весовой коэффициент «’’Рц пес0|ЮИ ко:л|хфпцпент
Итак, в соответствии с простым выражением (7.38) имеем:
В К ] - -Г1-0*- нюс
РГ~“-	(7.39)
Далее введем избыточный коэ<(х|щниент воспроизводства G:
G FEOC- FBOC 1’0
-----	П 4СН
Для расчета по общей <|юрмуле (7.39) следует провести суммирование ве-
личии ио всему объему реактора с учетом активной зоны, боконой н торцевых
зон воспрои шодсгва. Обозначая k номер области реактора объемом Vh,
записываем выражения для количества делящегося вещества в начале и в
конце цикла:
I ВОС-	Vfc;	(7 41)
k
H:0C«2i((V;.c-i	V„.	(7.42)
«
Индексы 2 и 4 относятся к м#Ри и а"Рн (пли •:|:,U и ши).
При флюенс- |Q) для выгружаемого из k й области топлива общее ко-
личество сгоревшего в цикле Дс шщегося нуклида определяется выражением
, ,iQ)
/ * \ 2 1
го X Г I .v.o^*) V./Q, V „„ V
»т-з.Д‘!	L	* n-t o",'
—ехр( zi0’)]-4 о
V
rtl ______ -
«
п 1
(7.43)
где и измеряются в единицах массовой или ядерной плотности п
области k (как если бы вся область была заполнена нуклидами с заданными
плотностями)*. Тогда коэффициент воспроизводства вычисляется ио(|юрмуле
(7.39), в которую подставляются выражении (7.41)—(7.43).
7.7. ВРЕМЯ УДВОЕНИЯ
Понятие времени удвоения было введено в гл. I Это есть одна h i главных
характеристик воспроизводства, позволяющая сравнивать разные проекты
ЬР с одинаковым или различным видом топлива, а также разные системы ре-
• Можно было бы интегрировать величины	по флюенсу от нулевого до
конечного значения, соответствующего моменту аыгружи, для единичной перегру-
жаемой партии, как если бы вся область была заполнена нуклидами данной партии
Это эквивалентно суммированию количества всех нуклидов, сгоревших в i чеиие
никла в каждой из перегружаемых партий в данной области.
Глава 7. Обр^-^Т-0"
174
--------- nvn этот термин допускает различное То
акторов-размножителей^.Однак°	ости в сравнениях. В лптераЛ
вавие. что может	времени удвоения, зависящие от
можно найти различив Р - пелаца попытка их стан иртпзацнц „ п
са описания. В работе 151бь^ д п е _ реакторное время уДвое^
ложены три основных опредма.|ном параграфс это и два других опре.Л
RDT приводилось в г.ъ). Довссному Ц|1КЛу Нужно „меТь в внду
нпя даны применительно к Р	определения км „аПр| »
литературе до сих пор iiciiv . едмсние сложного вр моим \двоен»;
17 " 8))- в ЖVbkoSm №- Интерпретации поепрб^’
критической загРУ’К"I « f кюпп не будем. Итак, рассмотрим
определен,.», допускающие математическую форму.
ТсТ - реакторное время удвоения - это время, в течет,, которого щ.
11ЫЙ реактор производит избыточное количеств > iящегося *
терпала (по сравнению с начально!! загрузкой	!ое началь-
ной загрузке;
SDT — системное время удвоения * — время, 8 течение т< [х-го даинн!
реактор производит избыточное количество .т	и матеря*,
ла (по сравнению с начальной загрузкой)	начально!
загрузке плюс обращаемый делящийся мл тер	реактор*.
CSDT — сложное системное время удвоения — это время < ние которо-
го система одинаковых реакторов производят j чн<я? кол
чество делящегося материала, удвоенное по >. пчос перво-
начально имевшимся в системе при условии. чт	-, р «Ути-
ное топливо расходуется на ввод новых нд- н	j наира.
А. РЕАКТОРНОЕ ВРЕМЯ УДВОЕНИЯ
RDT = .-2^-,	<7 44)
(FGHQ’	‘W
жпой ?7С4П- fT1 пппЯ загрузка яадгося материала о и мая фор-
Ктериа а 'нТДСНПОе 33 Ш‘кл нзбь™ное хатич’ ч <во деляпК
перегрузочномуВ выРажени« (7-*»0): С - величина, обратим
RDtL 'й п ₽ •’ опРадеяеняо«У в §7.5. Можно убедиться, что
термины простое и 17ЭТ0Й величнны используют так*
нАотлийотЖ^0^^1»* время удвоения, чтобы подчерк-
ный темп воспроизводства в chctpvpВ ЮЩих внешннЛ никл и экспоненциал*
Как было показан"в га 7Z реактоРов-
писать	тношение (1.1)], можно приближенно з*
RDT^-J2'7FBOC
reF	GPHHe) ’
мощность,	деляа«*ося Материала кг Р — теплое»
FBOC/pH0r° К0*циента B^npoXS’” СН-1ьная зависимость RD* *
производства, мощности „ уделы1ОЙ мгрузй
* В - —а называется вреЫ88ем у^г
удвоения загрузи в цикле.
7.7. Время удеоения
175
Б. СИСТЕМНОЕ ВРЕМЯ УДВОЕНИЯ
Как было видно, определение реакторного времени удвоения не учнты
вает время пребывания топлива вне реактора (выдержку, хранение, перера-
ботку отработавшего и изготовление свежего топлива). Количество деляще-
гося материала вис реактора в время его нахождения вне реактора влияют
на темп воспроизводства п соответственно на время удвоения. Кроме того,
следует учесть потери плутония при переработке и изготовлении, а также
p-раснад 1ПРи (в U — Ри цикле).
Опенки показывают 151, что в замкнутом топливном цикле количество
делящегося материала вне реактора составляет около 60 % облучаемого в
БР. При этом учитывались следующие стадии:
а)	доставка облученного топлива к месту переработки;
б)	переработка;
в)	процесс изготовления свежего топлива;
г)	его транспортировка на станцию и подготовка к загрузке.
Фактор внешнего топливного цикла Г1 выражается через определенные
выше величины
РР FBOC+FE
IHOC
и примерн" равен L6.
Потери при переработке ГРЕ включают в себя потерн делящегося мате-
риала в операциях химической переработки облученного и изготовления
свеж, го топлива Относительные потерн PLF могут доходить до нескольких
процентов. Эти величины связаны с долей перегружаемого топлива RF
(которая по смыслу равна I Q, где Q — число перегрузок до полного обнов-
ления активной зоны):
FPL - I 2 (FBOC + FLOC) (RF) (PLF).	(7.47)
Следует учесть также количество претерпевшего p-распад wl Pu вне ре-
актора за время цикла:
MIPuED	BOC-J-M,Pu EOC)(EF—1)[1 —ехр(—>.4/е)|. (7.48)
(7.46)
Здесь предполагалось, что средняя доля 541Рп вне реактора и внутри него
одинакова.
С учетом (7.47) и (7.48) можно записать выражение для полной потери
делящегося материала вне реактора за время цикла:
FL « FPL 4- «'PuED.	(7.49)
Тем самым дается законченное определение системного времени удвоения
SDT . <FB0C) (EFL. .	(7.50)
(FG-FL)(C)	k '
В СЛОЖНОЕ СИСТЕМНОЕ ВРЕМЯ УДВОЕНИЯ
Если произведенное избыточное количество делящегося материала в сис-
теме БР непрерывно используется для ввода новых идентичных реакторов
размножителей (с учетом задержки и потерь во внешнем топливном цикле),
общее количество делящегося материала нарастает экспоненциально по за-
кону сложных процентов в соответствии с уравнением
— -Ш,	(7 51)
ill
Глава 7. Обращение
С ТОПЛИРОМ
176
--------------.л м чтепизла в системе, кг; А — темп (показа^.
где 31 - мала-’S быть вырджен через о.ф.' генные
роста. I год. Показатель
вел и чины:
(fg~k) Ю
А -------
„„„еет е>«.т ое,рат„М1 .....ы ои.~го времен., удзз.зеиня:
<7-52)
(FBOC) (EF)
Интегрирование (7.51) дает формулу
М/Мо ехр ()./).
(7.53)
|7.5<|
НЛП
М/Л10 exp(//SD1),	(7,'А.
г„е ,и0 - начальная .масса делящегося материала в системе актпров. Ощ
равна начальному числу реакторов, умноженном) н .
По определению, сложное системное время удвоения е , время, в Тече-
ние которого отношение .VI .Ио достигает 2 и т г
CSDT = SDT lit 2 « 0,693 SDT.	(7 5Q
Концепция сложного системного времени удвоения	д-злиз»
рованную ситуацию, которая на практике никогда не осу	Теми
менее величина CSDT весьма полезна в качестве крнтерн ния ра>
личных вариантов системы реакторов-размножителей. И	был ясе»
ограниченный смысл также величии RDT и SDT которые	ужип> 1
качестве сравнительных критериев в условиях тех моделен. . т.тмках Кото-
рых эти понятия были сформулированы.
7.8. ЧИСЛЕННЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ АНАЛИЗА ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА
РЕАКТОРА БН
A. U -Рн ЦИКЛ, СРАВНЕНИЕ ЦИКЛОВ ЬР » ЛВР
В настоящем параграфе приводятся выбранные и ’• пуб.	п
данные по топливному циклу реактора БН в сравнении с ни 	1	'
рактеристикн проектов, описанных в § 4.8. представлены в та
ным 191). Из нее видно, в какой мере коэффициент воспрои	г
удвоения зависят от конструкции активной зоны и диаметр i т ’
циент воспроизводства для гетерогенного варианта выше, чем Л- « гпм'
ного, однако загрузка тоже выше, так что время удвоен и- {при повышу
ных диаметрах твэла) немного увеличилось. При надлежащей онтнмизада
коэффициента воспроизводства и топливного цикла (что выходит за Ра
нашего материала) можно получить преимущество гетерогенного
времени удвоения: оно уменьшается до 15—20 лет по сравнению с периода"
чал иными более высокими значениями.
Данные 1101 по плутонию, находящемуся в обращении я реакторах тио*
ВВЭР (урановое топливо), ВВЭР (плутониевое топливо) и Г>11 (Дв а варн*и™
электрической мощностью 1000 МВт. представлены в табл " •»
S.Т характеристики, отражающие ранние проекты фирм
!пспПт IOndf Н Genera Eteclnc- Сравнительные характеристики нуклид^
7 5 Н (\облученного плутония в различных реакторах содержатся в
/.о 1101 (для быстрых реакторов типа БН и тепловых типов ВВЗР и вК)
7.8. Численные результаты анализа топливного цикла реактора БН	177
* о б iHiia . 3. Результаты расчета гонлкпного цикла в тапнснмогги
от диаметра твэла н гомогеиним и гетерогенном парна и г ах реактора БН
(«и. ц.»— начало, «к. ц.»— конец цикла)
Влрнднт	Гомогенны А						ГСТС|ЮГ'«ПМП					
Дппмстр тпалй, мм	(> • 35		7.82		8, ЗЯ		6,3 5		7.62		К. 38	
Момент времени	II. ц.	к. п.	II. ц.	к. ц.	11. Ц.	к к.	II. и.	к. ц.	и. ц.	к гг	н. к	к. п
3nrpyiKA дгжмщегося М4Гсрн;|Д.1 кг; В AKYlltJHOll МЛ1ГС fio внутр. ннгЛ .о не жкпрок «валет ва в бок-’МА юнг ЖКЧ1|««»Н	u’t#l в тир пи во л жэьг вгн: пром л ведет »• Общ а и	3310 4 36 1 14 ЭМ9	3023 б )7 325 »9Н5	1019 391 120 4 530	ЗН7Я 574 349 4 ЯП 1	4 55 1 350 121 5022	1504 Big 353 6ЛТЗ	1 292 2 55 4 10 65 502'2	379 1 710 В96 190 Л2Я7	6233 278 156 77 7 04 4	5761 :ч: 67 0 220 7411	6908 238 163 81 7700	6600 7 43 66 7 23$ 81 18
ЭнгрговырлСотх МВт сутДг в «ктмвшоА «до ДОДЯМ В MCfWBttrtl »онг W«K<H MJLAkN* И	1	02 10	56 80		4 6	0 6	77 1(19		82 78		13 70	
Ледв Вы; «• мой вцдци .м П» Ч В ВАт »* ж- п»>»	•	. w в • м в г  Ж* : • • В Т'-,	1'1 восир	и твя	9 1 4	ПО 6	94 .1 J	91 4 5	94 3	93 3 1	КД 1 0 2	7 1 18 0 *	87 7 4 2	81 13 4 2	88 б 4 2	81 10 4 «в
•»«* и В «МКЛ*. »л.	0	05»	- 0	02 ।	0	009	0	01<|	0	023	0	070
КОВфф« . .	ВОГ- пред 1»м (твв	1.	1 1	1	20	1.	1 )	1	24	1	35	1.39	
Вргхд > двое*я в гож	<1г	5	19.	3	16.	8	27.	3	20	7	20	2
Примем . II И г
< »( . ПмрАМ• фМ
Т«мл«1И1	, . . .
MomtHMtw. .МВт
1* НАТрМЧ» I Ж АН
ГГПЛОИАМ .	.	..................
В|И ММ (>6.1>Чг||НЯ. год
в »KfNMfuA .KMi* и вя .тренмйх м»
Н-Х ЙС» up e по I. ТЛИ
В бн.копой Mitir	Про И «ЙИ.Р- ТЛЛ
Вр*м« топливного цикл» |иергТрумэн
ИМЙ КИТ1 РВАЛ). |ПД	...
Ко*ффици«нг m'li'MiaopAHHi' м<нц
ногти
14) PuO,
1200
ЗЯХ)
S
I
0.7
Таблицы 7 4 и 7 5 позволяют сделать некоторые интересные заключения.
Ежегодная выгрузка плутония hi реактора Ь11 в 5 pat больше, чем и»
ЛВР. однако избыточное ирон пюдетво плутония (резулыируккцая ра ш-'СП.
между выгрузкой и загрузкой) примерно одинаково. I жегоднан выгружа
плутония из ЛВР на урановом топливе равна примерно И»"о начальной
плутониевой загрузки реактора ЬН или 15 -25 % ежегодной его «подпитки»
Избыточное производство плутония в двух ЬР (проект Ы1 фирмы GI ) при-
мерно обеспечивает пуск одного нового ВВЭР на плутониевом топ -иве
178
1ЙЦМЙ С ТОПЛИВОМ
Глава 7. Обращение
0 реакторах
электрической мощностью mog
Тяблииз 7.4 Данные nv--	_		Среднее время об 1 лучения, еут	1	2 Я	к	J. »	S3	Среднее колц.		- iTcT*
Реактор	Долм перстружл смого толлнка			а с	Циклическая Я£ •руака плутоНи KI • •	Макспыальнля олъвая элгру» кг	честно пл> то- кич. кг		о»; к с«х « Е *-• S Г
			Циклнчссне грудка плул кгф *				к р 18	ззгруака >1 год	
ВВЭР (урановое топливо) ВВ^Р (плутониевое топлп из ВВЭР на урановом топлк- щГфирмы АГ (плутониевое топливо из ВВЭР на урано- вом топливе): активная зона и торцевая зона воспроизводства боковая зона воспроизвод- ства весь реактор БН фирмы GE* (плутониевое топливо из ВВЭР на урано- вом топливе): активная зона и торцевая зона воспроизводства боковая зона воспроизвод- ства весь реактор	1/3 1/3 1/2 0,28 0,46 0,29	1100 1200 540 970 796 1260	256 442 [270 223 1493 1304 15“ 1461		800 1380 I3&0 2713 356 3069	512 2042 2740 560 3300 2713 356 3069	236 403 171 302 20 В 1304 1 1461	730 I860 1865 1094 1094	аз 33 » 100
* Промежуточные проекты репкторов БН по itKiiy Комжтетй row	। i США
•" Приводятся данные реально планируемы* псрсгрумж. Для В'*	»*о| в w
акторов БН Фирмы GE указаны годичные циклы мрегруэм. дда рмк	. ДДе
ВВЭР (плутониевое топливо) фирмы GE оерегруэочкык имгержады or я мча 9
Таблица 7.5. Нуклидный состав обличенного топлива %, в рдхличимч рс<жт(ф*я
с оксидным плутониевым топливом
Реактор	в. М0ГХ хсут/кг	•'Pu	11 Фи	'«Рв	••Ре	’♦'М
ВВЭР (урановое топливо) ВК** (урановое топливо) ВВЭР (плутониевое топливо) “о&’мв?'”““ ““ш,ь	33.0 27.5 аз,о 4	1.8 1.0 2.7	58.7 57.2 39.3	24.2 25.7 25.6	П.4 Н.6 17.3	3.9 4.5 15.1
активная зона	80,0					
активная зона и торцевая зона воспроизводства		0.9	61.5	26.0	7.2	4.5
боковая зона воспроизводи весь реактор (в среднем) ЬН (электрическая мощность 1000 МВт)*:	«юность		0.02 0.8	97.6 66.8	2.33 22.5	0.04 6.2	9.8
активная зона активная зона л торцевая зона воспроизводства боковая зона воспроизвел-	100		67.5	24.5	5.2	2.8
весь реактор (в среднем)			94.9	4.9	0.2	
			70.5		4.6	2.5
вк- воадаой кипяадй^’	«х ВВЭР С гор.	У раненым т				
7.8. Численные результаты анализа топливного цикла реактора БН
179
В плутонии, выгруженном из активной зоны и торцевой зоны вое и рог о-
водства реактора БН, доля делящихся нуклидов составляет примерно 70 %,
как и в ВВЭР. Однако в облученном топливе реакторов БН и ВВЭР доля
211Рп в ВВЭР больше. В то же время содержание М0Ри в обоих случаях при-
мерно одинаково.
Изотопный состав плутония пл боковой зоны воспроизводства реакторов
БН иной, чем в облученном топливе ВВЭР. В первом случае содержание
23вРи выше, а 24“Рп ниже. Главные причины этого - ни ЖОе отношение сече-
ния захвата к сечению деления для жесткого спектра нейтронов и сравни-
тельно малая скорость реакции в боковой зоне воспроизводства реакторов
БН. Данные табл. 7.5 для проектов реакторов БН показывают, что топливо
из боковой зоны воспроизводства выгружается раньше, чем происходит за
метное накопление a*wPn. Наружная часть торцевой зоны вострой аводствл
также обеднена wPu. I Io поскольку топливо тор новой зоны входит в сборки,
принадлежащие активной зоне, целесообразно все облученное топливо этих
сборок перерабатывать как единую смесь.
Данные по коэффициенту воспроизводства и времени удвоения для ряда
действующих и пр<» ктнруз мых реакторов Б! I приведены в дополнении Л (хо-
тя трудно поручиться за их неизменность). Значение коэффициента воспро-
изводства 1.1(5 для реакгора Phenix, по всей видимости. является наиболее
надежны п< колику это единственная оценка, представленная п качестве
резулЫ 'Тпв <к нернментов (с облученным топливом). Все перечисленные в
дополнении Л pi я к горы (демонстрационные или прототипы) планируются
ДЛЯ работы с ГО. PuO, топливом, либо уже ею используют.
Расчетный коэффициент воспроизводства реакторов БН с карбидным, нит-
ридным и мт л шческим топливом существенно выше, а время удвоения со-
ответствен' меньше, чем с оксидным топливом. Результаты III) изучения
топливного цикла для БН •лектрической мощностью 1000 МВт с оксидным,
карбидным и металлическим топливом представлены в табл. 7.6. В то время
как коэффициент воспроизводства БН с оксидным топливом находится в пре-
делах 1.2—1.3, в БН с карбидных! топливом он равен примерно 1.4. а с .ме-
таллическим топливом доходит до 1,6. Реакторное время удвоения состав iя
ет 15. У и 6 лет соответственно.
S. ТОРИЕВЫИ цикл
ффнциент воспроизводства очень низок и. следовательно,
В табл. 7.6 приведены характеристики воспроизводства для реакторов
БН с U — Th циклом и смешанным Th — U — Pu никлом. В случае “’ll
— Th цикла к
время удвоения велико
Таблица 7* Характеристики поспроимю,irиш для реднторпп БН
с оксидным, карбидным и металлическим топливом в рл мирных вариантах
топливною никла (И-Н реакторное время удпоения, год,
BR коэффициент кос прим ним i г ил)
Никл		Pu и	Pu Th	Th	«•♦U fh
ТСЛЛ1ККО KfcTNJUloft *0ЙЫ		Pu (да ДВР) U (обедлснвмЯ}	Pu	Л BP) Th	i >••11	Th
Топливо юяы виспрок чюдстяа		1 (обедвгндый)	Th	Th	Th
Оксид	RDT	16	29	23	112
	BR	1.28	1.20	1 16	1.041
ЗАДАЧИ
7.1. Доказать справедливость рекурсивных соотношении для В4Л1 	•	3)
т
гп
п= 1
где
4	°C. П1-1	,1
Айп = -------~	"
н
7.2.
ЛГП1 о — V ^тп*
Л-» I
в «зц _ Th-цикле БН в результате p-распада ««Th обр	“Ра.
который превращается (с периодом полураспада 27.4 сут) в
ний имеет сравнительно большое сечение поглощения, которым н<
дует пренебрегать при расчетах глубины выгорания.
Запишите выражение dNJdz (уравнение выгорания)
(т = 2). Индекс т = 1 относится к «“Th. Период полураспада
равен всего 22 мин, и в данных расчетах распад можно считать мгно-
венным.
7.3.	Пусть удельная загрузка делящегося материала в реакторе БН состав-
ляет 1,25 кг/МВт (т.) для начала цикла. Коэффициент нс -сть ai 1ННЯ
мощности равен 0,7; а = ас о, = 0,2. Системное время удвоения в пол-
тора раза превышает реакторное время удвоения.
Оценить минимальное время, требуемое для удвоения количества
делящегося материала в системе идентичных реакторов с указанными
характеристиками, предполагая полное использование воспроизводи-
мого топлива.
7.4.	Даны следующие условия равновесного цикла реактора БН
доля перегружаемого топлива равна 1 3 (рассеянная перегрузка);
общая загрузка оксидного топлива в активной зоне равна 2э ОиО КП
средняя тепловая мощность активной зоны равна 3000 МВт;
Задачи
181
произведение радиального п аксиального коэффициентов перавпомер-
ностн равно 1.6;
перегрузочный интервал составляет I год;
коэффициент использования мощности равен 0,7.
Вычислить максимальную энерговыработку топлива, МВт«сут кг. вы-
гружаемого из активной зоны. Какова примерно глубина выгорания
(в процентах количества ядер)?
7.5.	Реактор БН, описанный в задаче 1.5, работает в условиях равновесного
цикла. Доля перегружаемого топлива равна 1'3 (рассеянная перегруз-
ка). перегрузочный интервал составляет I год, коэффициент использо-
вания мощности равен 0,7. Предполагается однородность выгорания
топлива в активном зоне (коэффициент неравномерности равен I). Объ-
емная доля топлива и размазанная плотность соответствуют условиям
задачи t.5 (г. с. F 0.392; р, 9,5 г см:1). С помощью итерацион-
ной процедуры, показанной па рис. 7.1. вычислить на ЭВМ следующие
характеристики:
а)	ядерную юлю плутония в свежем топливе, соответствующую зна-
чению k 1 в кише цикла, при условии, что все !’(' подняты [при рас-
чете предположить. что Л'„,	j- 21;
б)	изотопный состав плутония, выгружаемого из активной зоны, н
ядерную плотность нуклидов топлива;
в)	ш< рг-выработку топлива, выгружаемого из активной юны;
г) н мгиенне реактивности за цикл;
д) коэффициент воспроизводства;
е) реакторное время удвоения.
При расчетах нсиольювать следующие дополнительные данные.
Изотопный состав плутония в свежем топливе аналогичен составу
в выгружаемом из Ы1 топливе (включая зоны воспрои июдства):
m Ри: ’“Ри: »“Ри **’Ри 0,70: 0,22 : 0,05 ; 0,03.
Одногрупповые микроскопические константы тяжелых нуклидов:
щ. б	СТ/. б	V
*U	 0.29	0.044	2.77
»Р»1	 0,50	1.Н2	2.93
*Ри 	 0.50	(),3в	3.07
“'Ря 	 .	....	0.-1Г»	2.52	2.96
«»Ри .	. .		 0.35	П.2Н	з.и|
Пара продчктоп дг>1П1ня	. . .	0.47	0	
Одногрупповой коэффициент диффузии £>	1,6 см.	
Одногрупповое сечение захвата нейтронов ядрами нетопливных нук-
лидов (при поднятых PC) Хс,(/	6-10 * см ’.
Геометрический параметр (баклниг) /?*	7-10 1 см ’.
Загрузка *”Ри в зонах воспроизводства в начале цикла 210 кг, а в
копне цикла 660 кг (пренебречь содержанием в топливе в активной
зоне и зонах воспроизводства, пренебречь высшими изотопами плутония
в зонах воспроизводства)
Количество выгоревших делящихся ядер в зонах воспроизводства
в 12,5 раз меньше, чем в активной зоне.
Данные последних двух пунктов нужны для расчета BR и RDT
Часть III
СИСТЕМЫ
Г,ь.СТрЫЙ pea	‘
тичие^обязано^в ловком горазда большему потоку .. «олы.и П п.тотнад,
экеогодаёкЛ в БР, жесткому спектру нейтронов, а также высоким то,.
S™ тепло,гасителя, улучшающим эффективность работы реактора.
Последующие пять глав посвящены основным Системам к .цнц ЬР
Механические и теп.тофнзические аспекты конструирован!!!
заны между собой, но здесь они рассматриваются отдельно, чт >гает со*
средоточнть внимание на существенных особенностях рябо п с оных си*
стем. Механические свойства твэлов и сборок описаны в г	» з тепло*
передачи в твэле — в гл. 9» общие теплогндравлнческж в и р в гл 10.
Глава 11 посвящена подробному рассмотрению материал* п i t зоны.
Наконец, общее описание системы БН, включая систему средачи.
содержится в гл. 12.
Глава 8
КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛА И СБОРКИ
8.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Конструкция твэла и сборки, этих основных компонент* и .<oft зоны,
должна обеспечить их длительную работоспособность 6 \<лс и: х высоких
температур и больших потоков быстрых нейтронов. Механич не свойства
пК!!ЕН.Пр" ЭТ0М 1,грают пеРвостепенцую роль. При конструировании
f д я УЧ1(Тывать множество различных факторов н результаты авали-
wT»SP^W“a,,t8‘ Пгао6иыл ™ет смерю*
8.2.	НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ КОНСТРУИРОВАНИЯ ТВЭЛА
себясовокупяоеиздчеитомвогиТвтеи’^"”' "!>oueceo»* включаю»»» •
в топливном сердечнике поведение ^”и,таких как распространение тепла
температуры и „crop,,,, 'облечения нм„яТ " °бодо'<к" в зависимостям
точка. Некоторые ф„з,теск„е 4аЛ“"₽”“"'« » топливо — обо-
твэла, схематически представ теин м/Ы’ в°3-}ействУ’0Шие на конструкции
» част,,,„„ 11. Следует отмет™	°"" «^юкя в 'г т 8.9
рующего воздействия столь ботыипгп , ПР°^ТОГО способа оценки результн-
кие процессы, протекающие в твэте тмч^13 ^^Р08- потому что фнзичес-
связи проводится При практическом кАи2,ВЗа,,МОСВЯЗаны Учет этой взаимо-
Руированнн путем сложного рас*
8.2. Некоторые вопросы конструирования твэла
1ВЗ
четного анализа временного поведения твэла (например, с помощью програм-
мы LIFE 111).
Начнем с рассмотрения устройства н назначения различных частей
твэла, затем перейдем к вопросу о выборе диаметра, в связи с чем потребует-
ся оцепить роль линейной тепловой нагрузки. Далее рассмотрим явление
перестройки топлива и накопление газообразных продуктов деления. Отсюда
последуют соображения о величине газовой полости п напряжении оболоч-
ки, н тем самым будет подготовлена почва для общего анализа напряжений
в системе топливо оболочка (§ 8.3). Результатом такого анализа является
опенка толщины оболочки, пористости топлива, начальных внутренних за-
зоров, а следовательно, «размазанной» плотности топлива в стационарных
условиях (при заданной теоретической плотности). Кроме того, необходимо
будет обсудить критерий времени жизни для лучшего понимания роли на-
пряжений в проблеме конструирования твэла.
Оболочка испытывает давление со стороны газов (продуктов деления)
при наличии зазора между топливом н внутренней поверхностью оболочки,
а при отсутствии такого зазора непосредственно со стороны растиряюще*
гос я топлива. Для К" ичсственной оценки напряжений, вочннкающнх в по-
следнем случае, необходимо проводить теплофнзнческнй анализ, учитываю-
щий тепловое расширение материалов (гл. 9). 11ри этом нужно знать предел
ползучести, поскольку • •чель медленная сто деформация может способство-
вать снятию нагрузки на оболочку. Гели установлено температурное поле
внутри твэла. можно получить зависящую от температуры связь между на-
пряжениями и деформацией •.
• < гоп. отметить, что  :мо распределение температуры в топлипе может зависеть
от взаимодсйспжя топлива с оболочкой, поскольку теплопроводность вследствие кон-
такта топлива с оболочкой зависит от давлений топлипп. Клк будет покаэлно, зга
контактная теплопроводность непосредственно воздействует на поверхностную темпе-
ратуру топлива, которая в сво» очередь влияет на температурный профиль внутри
топливного сердечника.
'вмопрободность (8.3)
Ползучесть
оболочки
(В,It)
Отжив,
о*рупчиОание,
распу/амие
ofo/www
(п)
Радиационное
побрежденае
(8,11)
Текучесть
оболочки
(6,т
расширение
Растрескивание
топлива
(^91)
перестройка
топлива
(&Ч.Н)
вь код чэа
(прадук/под
деления)
ползучесть
топлида
Рис. 8.1. Физические факторы, влияющие на конструкцию тема (цифры в скобках —
номера глав, в которых эти явления обсуждаются)
переменный зазор
между топливом
и оболочкой.
(8.3)
твэла и сборки
Глава 8. Конструкции
Тв4
основные факторы, определяющие ПоВеде.
В данной главе мы	смешанного оксидного топлива с 060,7».
ние .материалов п взапмодei t	свойств материалов и некоторые вопрос!
перенесены » гЛ. ! I.
А. УСТРОЙСТВО ТВЭЛА
я оюирит в БРс керамическим топливом состоит из из
USZSSS?т—  '' ° р'г,ча“»
Ж«™; «з «ержавнощя, стали. Оболочка создает целостное, „ тМ.|а „ ,1ре.
дотвращает прямой контакт топлива с теплоносителем, тем самым она Должна
предупреждать попадание продуктов деления в первым контур тимовосю*.
ля. Типичные значения диаметра твэла находятся в пр • к до
Каждая топливная таблетка имеет высоту примеря,1 /	< гр 6 ми.
Диаметр таблетки выбирается чуть меньше внутреннего диаметра оболочки
для образования начального зазора между топливом и <
В современных проектах БР используется смешанное- оксг >е lQt
— PuO,-топливо. Другой вид керамического топлива смет ч- карбид-
ное топливо — также исследуется для применения в перст ых проек.
тах. Кроме того, изучается возможность использован ня смс .го кера-
мического Th — 2MU н металлического топлива. Наши ныв . тут вно-
ситься к оксидному топливу, хотя частично они справедливы карбид-
ного.
Содержание материалов по высоте твэла в БР существен ни< • чем в
ЛВР. Под обогащенное топливо в БР отводится примерно 1 -ней длины
твэла, что составляет высоту активной зоны. В твэле . IBP • i ч снимает
около 80%. При типичной высоте активной зоны БР I м оГмн	д., твхы
получается равной около 3 м. Но из-за значительно большей	ы актив-
нон зоны ЛВР длины твэлов в. IBP и БР оказываются срашп mi ч
Устройство' твэла в двух проектах БР показано на рис 82 Т - летки жж
^ип°пйВОДСТ0ат113 обед|1еНного УРа!|а размещены выше и ип.	./.леток
ет 0 3-0 4 м ПпТ-!ик"«,1ааТОЛЩ!1,,а Т0Рцевых зон воспрои шо оставля
ПРНЖНМНЫ\Н1 ппмжш™аб0₽ таблеток фиксируется расположенными сверху
прижимными пружинами во избежание смещений во вт-м пкн и
рмктор; поие выхада “	ГжЖ£
солостямя"^??^^^0^ прострапство. выполняют? функцию
ПО мере облеяеХ тоя“ява в	Г’™""-	™
лают сравнимым с высотой активной toh^Kt'i'0 lPa3WP ,ЮЛ0СТ" по д'1,,,,е **
может быть расположена в верхней » Л?КазаН0 "а Р«с 8 2 ”^остЬ
укажем, что в первоначальных а геол Lu t " ЧаСТ" ТВЭла 11я примера
выбиралось верхнее х,естоположеХ тХс’Х ПрОектах (FF TF «
ектах реакторов «Феникс» и «Супрп.ж 030,1 П0-1ОСТ|< Во французе к их пре-
лость в верхней части твэла и основаеМ,1КС> пРсдУсм°трена небе ыпзя по-
верхнего местоположения полости Г1ОЛОСТЬ в нижней I 1реим\ щество
лочкп в районе полости газообразные nnL 8 Т°М’ ЧТ0 |,ри повреждении обо-
ся по активной зоне (так как натпиГ род-’кты -^леиия не ра< гцхэстраняют-
4S^HnH3aH С б°Лее	ВВеР^ Н-Д‘--ОГК ЭТОПЭ
тетя	,ВН011 3°ны -Поскольку темпрг. Р т^Ра',,! теплопгк.-ите 1я в верхней
10бмм> “м«™ р. ?ра Газатака» «к ге„л,и«<и-
sx;^eap^oro"p“p®aax, p's,ra увеличивать для устра-
адгвеТСТКТО0 к '^“"Р»ВДнт к }величснмю обшей
У леРе1,аДа Давления натрия по высоте
В.2. Некоторые вопросы конструирования твэла
185
Рнс 82 Устройство тилля для ироектон реакторов CRBRP |2] (о) и «Супер Феникс»
|3| (бг.
Полости 3 верхний я•кпифчшгк. J клпгуля г мпрмирукникм гли»ы; I оСс-лищ».
DpMANViiMr 1'р)АММ>-, Ъ Тлблеткя « ОХСМДЯ )р>'И». 1 тибл^гли смеш«многи !«»1 111 во Л
дметамцкин* * р ющ«« । ртдем т«. •• нижний кикопечВил; /'/ иыр • i иод Фик*.»тор
сборки, тек увеличению требуемой мощности насосов и тем самым—к уве-
личению размерив виутрире.ткгорного оборудования и самою реактора *
Па рис 8.3 изображена диаграмма, позволяющая сравнить длину и поло-
жение твэлов относительно активной зоны в нескольких проектах БР HI
Начало отсчета но шкале вертикального размера совмещено со средней л п>-
* Обосноахнпый выбор места газовой полости требует рассмотрения реакторной
системы в целом Например, существуют факторы, которые могу г привести к увеличу,
нню обшей длины сборки твэлов с полостью в нижней части Это снизано с тем. ч»о
входные отверстия всех сборок желательно располагать на одном уровне В го же
йР,чмя длина расположенных кверху органов регулирования определяется гргбоп.»»м.. м.
чтобы их поднятие приводило к выводу поглотители и4 лкгнвной эоны В рпульта г
*ожет оказаться, что тепловыделяющая сборка в варианте с нижней иолоегью имеет
ольщую длину, чем в варианте с верхней полостью с учетом м|х|икта давления
f86
Глава 8. Конструкции тв^Д^1
^четельствует о существуют^ \ разл|1Ч1).
скостью активной зоны.	частности в выборе местоположения Га.
ях в подходе к конструкций твэла, 1в ч^	обыЧ11О выбирается пример,
зовов полости. Видно такж.
но равной высоте активной зоны- предусматривается введение еВо.
В ряде проектов в «^РУ^’чепных для идентификации < гуч.чев по-
бодных газовых капс^,	содержат изотопную смесь инертных Га.
вреждення оболочки. Эти капсулы a J, Нд ^он(?Ч|1О|1 стадии изготовления
зов. индивидуальную для	* чтобы газовая смесь заполнила га-
твэлов эти капсулы прокалываю	• маркировка сборок. В случае
зосборную полость. Таким о|^ом десмесь вместе с газо^.
повреждения оболочки при об. в пРервый коктур теплоно ителя. в Ко.
разными продуктами деления	| идентификации сборки, со-
тором можт быть OJA».‘X тДак01-, тет.п'.к.. к ро^я бы,,
держащей дефектный твэл._	[{ р])с [2
"^“ЖК^пУн вКИу имеет жесткой мконечяик. В. многих к»
стр 'кцУх ТВЭ.™ в сборке отделы друг от друга диега|1Ш.оПпрующе1| пре
нотою конец которой обычно вставляется в спита.тык с тонное от-
верстиё в наконечнике 1, приварен к нему. В некоторых конструкциях про-
волока просто приваривается вдоль наконечника.
В современных американских проектах БИ ополочкл из !ястся нз
аустенитной нержавеющей стали, которая подвергает^ я ‘ nt
:нцв
мо
деликобоиР
та hup
ФРГ
Франция
SW-
Й>
PFP
Ж
CDFP
?нихс
Реник'с
V
nv. с.о. сравнение длин и положений
—... •"*-
’ ‘«свйя полость;
«ток «кткмоя »слы рц«*ов ю«ы мсвроимодстм; < - >**
'Р
У
&
8,2. Некоторые вопросы конструирования твэла
187
ботке — 20%-ной холодной деформации, Эта сталь (американская марка 316)
содержит по массе 16—18 % хрома, iO— 14 % никеля. 2—3 % молибдена,
небольшие добавки углерода, ниобия, кремния, фос(|юра и серы, остальное
(около 65 %) — железо. Характеристики этой стали и других возможных
конструкционных материалов, смысл холодной деформации и мотивы выбо
ра материала обсуждаются в § 11.3,
Б ЛИНЕЙНАЯ ТЕПЛОВАЯ НАГРУЗКА И ДИАМЕТР ТВЭЛА
Линейная тепловая нагрузка определяет длину части твэла, расположен*
ной в активной зоне, либо (при заданной высоте и тепловой мощности актив-
ной зоны) полное число твэлов в активной лоне. Понятие линейной тепловой
нагрузки было введено в гл 2 посредством выражения (2.2):
Z -1л J А* (Л dT,
г.
где 7, и 7, температура на поверхности и в центре топливного сердечни-
ка; k — коэффициент теплопроводности топлива. Это выражение будет обо-
сновано в гл. '< в связи с гн дробным анализом тепловых процессов. Отметим,
что в эти выражиьг не сходит диаметр твэла. .Чпнсйная тепловая нагрузка
является явной функцией поверхностной температуры, которая в свою оче-
редь сильно >НН' итог за ра между топливом и оболочкой, а следовательно,
и от копстр} К' ни тв -ла (по крайней мерс до момента, пока за и>р не исчезнет
из-за расширения топлива при облучении). Достижение максимально воз-
можного среднего зн. чсния / является целью конструирования любого бы-
строго рсактор г Ограничивающим условием служит требование не превы-
шать температуру плавления в центре твэла. Таким образом, нахождение
среднего н пикового значений линейной тепловой нагрузки — ответствен-
ный этап конструнр на пня. требующий детального тсплофиз и веского анали-
за
Пок । предположим, чт" редисе значение / выбрано. Рассмотрим, как этот
выбор повлияет на диаметр твэла, под которым обычно понимается наружный
диаметр оболочки [алее нам понадобится величина R, — радиус топливной
таблетки. Радиус твэла будет складываться из радиуса таблетки, за юра меж
Ду таблеткой и обо зочкой и толщины оболочки. Примеры проектных значе-
ний диаметра и пиковой линейной нагрузки твэлов в некоторых БР приве-
дены в табл 8.1
Выбор диаметра твэла диктуется стремлением минимизировать удельную
загрузку делящегося материала .И,, Р, где У!о — критическая масса актив-
ной зоны; Р —ее тепловая мощность Как указывалось в гл.|, уменьшение
удельной загрузки нлн критической загрузки (при заданной мощности) ведет
к уменьшению времени удвоения.
Удельная загрузка делящегося материала Ио/Р связана пшенной тепло-
вой нагрузкой у. следующим образом:
Z ер, лRj /7.Ид,
гДе е — массовая доля делящегося материала в топливе; р, — плотность тип
лива таблеток; R< — радиус топливных таблеток. Это выражение перепи-
шем в виде, более удобном для последующих рассуждений:
Глава 8. Конструкции твэла и сборки
1S8
а 8,1. Диаметр и линейная тепловая нагрузка твэлов БР
Реактор	Страна	Диаметр Дкткннля лоха	тюлов. км Боковая «ши вое П|КМ1 4ВОД- етва	НагРУМа кВт/и
БН -350 е. Феникс*	СССР Франция	6.1 6.6 5.8	11,2 13,4 13.5	44 45
PFR	Великобритания			48
SNR-300	ФРГ	6,0	11,6	36
FFTF	США	5.8	14,2	42
БН-600	СССР	6,9		S3
«Cvnep-Фепико	Франция	8.5 6.5	15.8	47
MONJU	Япония		11	36
CDFR	Великобритания	6,7	13.5	42
SNR-2	ФРГ	7.6	11.«	42
CRBRP	США	5.8	12.8"	42
ft TCIгпнс
• Линейная тепловая нагрузка претерпевает изменение
и CRBRP приведены для начала первого цикля.
•• Для 6ONOUO11 к внутренних зон воен рои JRO детва
имми. Дл-иые дда ppjy
Видно, что для выбранного значения у минимизации j.i< . й загрузив
может проводиться варьированием величин (•/. е, R, Пор	н чин вели-
чина р; варьируется в узких пределах. Желательно, чтобы и . гь топлива
таблеток была как можно ближе к теоретической плотности	Эго ве-
дет к увеличению теплопроводности, тем самым к увелнч н у меньше*
нию удельной загрузки. Взаимосвязь величин в (8 I) зак > тся в том.
что рост ру заметно проявляется в падении утечки нейтронов и - сгвую-
тем уменьшении значения е, более сильном, чем приращен и Однако
другие причины препятствуют максимальному увеличению • rr । г;  гности.
Это связано с радиационным распуханием топлива и объемным расширением
под воздействием высоких температур в экстремальных условиях *. В итоге
типичный диапазон изменений р, оксидного топлива ограничен ni где теми от
«б до 95 .о и размазанной плотности - от 75 до 90 % теле, гнческого значе-
Н1|Я.
уве.точенпТс *о	ЯЗа'Ш *ДРУГ С другом Уменьшение R вл чет за собой
(если пои этом не пили втакон меРе- чтобь» скомпенсировать j меныненне R}
ва) Эти тенденций] iw™ существен,,0Го падения объемной доли топлн*
ходим к о нХЗРУЮТСЯ данны-'”'табд- 45 Таким образом, при-
реакторах используются твэ чы с^аты^11?1^”1”’ R В°Т почеыУ в быстРых
Нижний предел диатпа » АнаметР°«
ностью теплоносителя охлаждат, т_ "р'!НЦ|1пе мог быть o6yc.ion.icif способ-
ности. Тепловой поток у Вт м* вэл D м™ы локальных всплесков моШ-
том теплоотдачи /1 соотношением ВЯЗЭН ° Д11аметРом TB^.ia D и коз^нииен-
|Й,2)
лО ' «о /
где Т т
носителя соответственно ТоТ₽аТура ^очад и Темп
отдачи достаточно выс^'„°ДНако Жидкого LJ? PaTypa АИССЫ ТеПЛ°
проблема прожигания ЛДаЖе ЛР« низкой скоп/Э Р”Я К0ЭФфицисит тепло*
———	"Я оболочк». сушест LTP0CTVen-1(’’fn<-!»ne.T«. так что
П₽и№аде(1Иноксндного	-^явЛВР. в данном случае иг
топлива его
. оканчивается примерно из 10
8.2. Некоторые вопросы конструирозвния твэлл	18?
возникает. Таким образом, теплт предающие ггюйетва натрия таковы, что
из них не следует никаких ограничений на малость диаметра твэла в реакто-
ре ВН '• Реальные ограничения накладываются другими факторами
Первый из них и весьма важный состоит в том, что. начиная с некоторого
предела, дальнейшее уменьшение диаметра твэла ведет к возрастающему
удорожанию его изготовления . Другой фактор связан с отношением шага
решетки к диаметру Р D. При переходе к малым значениям диаметра это от-
ношение возрастает, что ведет к ощутимому росту объемной доли топлива и
загрузки делящегося материала Отношение Р D возрастает при малых D по
двум причинам-
Во-первых, существует нижний предел в значении шага Р. обусловлен-
ный горячими пятнами в твэлах с днетаппнонирующей проволокой пли с сет-
кой Поэтому ниже «того предела отношение Р D растет с уменьшением D.
Во-вторых, аналогичный предел, приводящий к тем же последствиям, не-
зависимо вопшкйст пзча недопустимости роста перепада давления (соот-
ветственно, мощности насосов) при малых проходных сечениях.
В то же пр<-мя имеется аргумент в пользу увеличенного диаметра твэла,
касающнш кг ффцциента воспроизводства. Последний надаете уменьше-
нием диаметр л те* а (см табл 7 3). Учитываются также более «тонкие» со-
ображения. Например, при уменьшении I) возрастает доля делящегося ма-
териала. что нылывдет падение доплеровского коэффициента. Кроме того,
требуется бо,п.ш.1Я глубина выгорания (количество выгоревших тяжелых
ядер) для iAaiiii'ai энгрювыработки топлива Р. МВт*су г кг. Далее отметим,
что умет не диаметра твэла ведет к росту нейтронного потока и соответ-
ственно <|vi к •< пса для алапного времени облучения
Таким обр юм. соотношение (8 1) позволяет выявить главные факторы,
компромиссный учет которых приводит к разумной опенке диаметра твэла
Однако в дет.i.ihHWx оптимизационных расчетах проявляются некоторые вто-
ричные эффекты, которые также оказываются весьма важными
В ПЕРЕСТРОЙКА ТОПЛИВА
Структура топлива сильно влияет на поведение тнэли в процессе облуче-
ния н при высоких температурах. Как все керамические и металлические ма-
териалы. оксидное топливо имеет зернистое строение. Зерно представляет
собой единичный кристаллик, внутри которого нее атомы расположены в со-
ответствии с кристаллической решеткой Последняя характеризуется ячей
кой. специфической для разных типов решетки.
В процессе изготовления топлива образуются зерна беспорядочной фор-
мы, нос общими граничными поверхностями. Для краткости говорят о гра
нице зерен, имея в виду переходную зону между соседними кристалликами
На искривленных границах зерен положение атомов оказывается более ус-
• Рассуждения в связи с формулой (К I) справедливы и для быстрых гаэоохлажла*
мых реакторов, для которых проектируемые твэлы также имеют малый диаметр Од-
нако чтобы получить необходимый коэффициент теплоотдачи, требуется гора тдо боль
шая мощность газовых насосов (большее давление в системе теплоносители) по cp.io
нению с мощностью насосов для реакторов БН (см. табл. II 7 я гл. 17).
*• Рассмотрим соотношение /ФУал*” 2*^’ Ю**Р coticl С уменьшен и, м диа-
метра твэла объем активной юны .уменьшается в большей степени, нем воцон .
Отсюда следует, что поток Ф возрастает Это обстоятельство явилось выжрыш-
иым для реактора FFTF. который был спроектирован как высокопоточный нсиыт.т
тельный реактор, т. с. отвечал цели максимальных значений потока я флюенса По-
этому диаметр твэлов в I FTF (5.8 мм) был выбран меньшим, чем в типичных проектах
реакторов Б И.
Глава 8. Конструкции твэлЩ^
190
Рис. 8.4. Укрупнение
зерен из-за перемеще-
ния атомов в сторо-
ну выпуклом поверх-
ности (показано
стрелками)
1иЯ mfnVKIOH поверхности. Поэтому ИИтед.
тончпвш1 а в J К01еба1|(|Г! при высоких температу.
спвньк тепло е щеН1|Ю атомоВот зерна с вогну.
гмнХой поверхностью к соседнему зерну с соот-
ХХюшей выпуклой поверхностью Рисунок 8.4
XoXveT тот факт, что выпуклая фигура более
ХЗна Д-™ зеРсн «алых размеров, и именно по-
этому такие зерна имеют тенденцию расти 11;>| 1hia4e
говоря, имеет место процесс роста зерен. Следует
ожитать что из-за повышенного теплового движения
атомов в’реакторном топливе в условиях высокой тем-
ператуоы процесс роста зерен будет особенно иптен-
снвным.
Действительно, сразу после пуска реактора и выхода пл шую ыощ.
кость, т. е. после установления рабочих температурных рас 1/ 1	1 в топ-
ливе, начинаются существенные изменения его структуры. Bl в •. цвлсн*
ной температурной границы (так называемой разносной же. л <•>«) на-
чннается весьма быстрый рост зерен, приводящяп к тому, ч	р , гмеры
становятся во много раз больше по сравнению с первоначал ыц	' ’ луче-
ние не оказывает влияния па этот эффект. Именно высокая темпера ура при-
водит к образованию крупных зерен. Их называют равное не нами.
Сопутствующим процессом при высокой температуре (осо? Цент-
ральной части твэла) является объединение и .миграция пор’ ’ «еще-
нне направлено против температурного градиента (т. е в стор iee вы-
сокой температуры). В конечном счете поры стягиваются в ци олив-
ной таблетки, ее периферийная часть становится более плоти никлют
очень длинные зерна, называемые столбчатыми. которые р.. .каются
подобно спицам в колесе. В то же время в центральной части •• образо-
ваться большая цилиндрическая полость. Основная часть описи лож-
ного процесса общей перестройки топли-
ва происходит в течение первых часов
работы реактора на полной  . ,н гти
На рис. 8.5 показан разред таблетки
смешанного оксидного топлива. прорабо-
тавшего с линейной тепловой нагрузкой
56 кВт м до энерговыраб »ткн окаю
МВт-сут кг 161 Четко видна цент-
ральная полость, очень длинные зерна,
которые можно отнести к столбчатому ти-
пу, и крупные зерна равноосной области.
Микроструктура топлива на более холод-
ши периферийной части твэла не отли-
чается от первоначальной. Топливо в та-
ом состоянии называют к , персе троен-
• Черные длинные следы, прости-
«ки-нм«Ра3ре3 ТВЭЛа со сме“>ан1гым
! — иеыгрЕльяая п-иость х..
лаегь столбматыж	«’«! -’-об-
ВОООШ1 зерен; 4-веввичяГ. 6’1tc,b ₽а*-
Г>₽‘ топлива; i- оболо’ва к’^тр-ж-
стоты В материал” f	собой малыс ”У’
топлива преЛси1тпиТсХНОЛОГИЯ изготовление
компенсации Уп^?Ммет сго пористость ДЛЯ
теплового расширения°ННОГО РаслУ*ания к
ратуриых ения в аномальных темпе-
зуется отношений1 ЛА1°РИСТОСТЬ хаРактеР“‘
топлива. м пустот к обь€*У
8.2. Некоторые вопросы конструирования твэла
191
Рис. 86 Paipou тп*ла реактора 1 HR 2 со смеиншным пксндиым топливом на рлпюй
нысоте (данные Hl’DL, 1979)
ракхщн сч в т илине or нейтральной части вплоть до оболочки, являются
трещина ;и, которые, вероятно, возникли вовремя охлаждения после оста-
новки реактт ра. Скорее всего их нс существует влечение основного вре-
мени облучения к/плива Однако мелкие трещины в области непереслроен-
ного и р. .ihxxih to 1 плива образуются в процессе облучения под действием
возникающих в топливе напряжений.
Другая примечательная особенность рисунка —отсутствие зазора меж-
ду оболоч» 'И и топливом в облученном твэлс. За юр исчез из-за распухания
и растрескивания топлива уже в начальный период облучения.
Как было показано, перестройка топлива записи! от температуры и ее
градиента. -ho должно появиться в наблюдениях микроструктуры вдоль
твэла БН. поскольку температурное распределение меняется с высотой.
Рисунок 8 6 подтверждает этот вывод. Па нем приведены разрезы твэла
реактора ЕВР. 2 с энерговыработкой добОМВт-сут кг при линейной тепло-
вой нагрузке около 36 кВт м. Хотя высота активной зоны ЕВР 2 всего
34.3 см. изменение температуры с высотой оказалось достаточным, чтобы
возникли существенные различия в локальной .микроструктуре топлива ня
рахтнчиых участках твэла. Далее, при изложении вопросов безопасносгн
мы увидим, «по эти различия играют важную роль в ответной реакции твэла
на напряженные тепловые условия.
От микроструктуры топлива зависит также распространение газообраз-
ных продуктов деления. Из-за миграции пор в области столбчатых зерен в
топливе образуются каналы вентиляции, через которые газ поступает в цент
ральную полость Поэтому важно уметь предсказывать, где происходит
перестройка топлива и как разграничиваются области с различной мик-
роструктурой Это можно сделать путем опенки температурных (ранни, раз-
деляющих топливо, во-первых, в неперестроенном и равноосном состояниях
и. во-вторых, в равноосном и столбчатом состояниях. Приближенные (|юр-
мулы для температур перехода состояния равноосных зерен Грамюв(. в со-
стояние столбчатых зерен /"столб даются в (7|:
т	62 000	-	т	68400
r₽««iooc~ 2 3l<f/ j_26 •	2.3lg/-F28 ' (8 }
где t — время, ч. Т абсолютная температура. К.
Главе 8. КоясФУкиии-эла и сборки
8 2. Некоторые вопросы конструирования твэла	193
192
1^0,4
о
Ct
о
Е
6
S.
0,2
2РЖ

На рис. 8.7 видно, что Be.
дичина Т'сто.чб издаст со Bpt<.
менем облучения. тогда как
радиус области столбчатЬ|]!
зерен является возрастают^
функцией. в которой темпера
TVpa в центре твэла То Clv.
жит параметром (71 Ра^
ные кривые построены д,,
трех значений То. Величии
Г голг. превышает ТгавжИ11 Я|
58 К При 1 ч сблучення и м
78 К при врем< ни облучеян»
|0 (ИХ) ч. как ( ледует из при.
веденных выпи-формул В 14
предлагаются более простые
прпествойки смешанного ок итого то»
етдах	« - > с"««"‘"1 ” ""
т , 15<Ю С;
' равпопс
т 1900 °С-5х.
1 с то то
реп. При icMiH?p<ii\рах свыше 19(H) |\ темпериту рггып градиент приводит
к перемещениям 1азовых пузырьков п нор на расстояния, сравнимые с раз-
мерами и'ргн, и зто происходит ш время, измеряемое месяцами и лаже
днями. Но трещинам н вдоль поверхности зерен газ проникает в свободные
пхетоты. Попытка р.иштого моделирования всех этих процессов делается
рмапшиных программах I RAS2 |9| и POROUS 110|
Сравннте.1Ы1о простая н эффективная математическая модель вытекания
газа пр< сложена Bl III Она Дает статистическоеагшеанне данных но большо-
му чнелу гвэлов с оксндннм топливом, облучеиньгх в LBR-2. В рамках ЭТОЙ
модели общая доля газа, вытекшего in топлива, есть
f:	FFH/11P	(8.6)
где А . b ц доли । аза, вытекшего из перестроенного н неиерсстроенпого
топлива; 1 . 1Ц относительные площади noBcpxHocieir в соответствую-
щих областях
Величина А г чишент голько от энерговыработки топлива S, тогда как Fu
является функцией глкже линейной тепловой нагрузки х. Резу.1ьгаты >мнп-
рнчсской подгонки дают следующую сия я. ISI:
2500^
2300%.
пл
* t
1900 a ?
Ф
c
I
GJ
4
—io‘
ёремя облучении;4
Зависимость грзнниы	столб-
...) И температуры ’и‘тр''^ше от "ремсин об
чатых зерен а окепдно.
лучения р]
Рис.
пня)
б
87.
ГГТР v_линейная тепловая нагрузка, кВт м
’(кеХносп, схйь простых фор»™ спя .ппа стем. ф что щ,
между топливным сердечником и ободочков закрывается .
лучения, вследствие чего температурный градиент силъи->	шм-п% i г
ним уменьшается и миграция пор.
г .	Г*	/ П \
F 1	—— ! 1 ехр|------------
6 I Ч Л	,о
F“ 1 ~й~' 3 Г i1 Схр Т7”1 I РХР( О.()125х)/-” (В),
где
/•’(В) I при 5<4!1,2; /-"(/Б ехр| 0.3(Л 49,2)1 при Л>'19,2;
Г. ВЫДЕЛЕНИЕ ГАЗА ИЗ ТОПЛИВА И ДЛИНА ГАЗОВОЙ f ГИ
Газ, содержащийся в облученном топливе, представ,
газообразные продукты деления, частично ироду к гы роси	жтнша
нуклидов с образованием стабильных газообразных химии \  ь чаля
(например, из радиоактивного иода образуется стабильны н) Kct
является основным компонентом этого газа, следующие » нотой. Вы-
ход газообразных продуктов деления, т е. их датя. к тс »рлтн о
в стабильные атомы газа, для смешанного UOt PuO. ш I БР р*>~
примерно 0,27.
Большая часть газа, образующегося в неперестроенном т ливе, у к0®"
рого температура понижена, удерживается зернами топлив ‘енне WP
мальвой работы реактора. Из областей равноосных и столбчатых зерен гю>
и одновременно перемешается ®
= В ZXn П0ВерХН0СТН ТОПЛИВН0Г0	Вь.хат газа, ое
случае оасгьпамТш«яРтТ'Н°М ТОПЛ,|Ве' м°жет произойти в непредвиден*
безопасности в связи !явлеиие* которое учитывают при вял.»*
см. гл. 15).	^контролируемыми переходными нршеа**
также их сбор на поверхности АИффУЖо газовых ну 1ырьк<*
входит в нашу задачу. Достятг™>Р Н’ чрезвычайно сложны Их описание
пературе ниже примерно 1 к 2 сказать< что подвижность газа при
практически отсутствует В nnnL°4eHb Мала- так что ' течка “3 *2!
движения атомов возрастает в т^ТКеМЬ*и!‘ 1300 » 1900 К интеиси®*2
диффундирует и в течение д1итр-|7МерС’410 3,,ачите-1ь,,ое количеств0
»пиЬНМ0 вреаеи1. Д0С11)гает г1овсрч„ат« »
величина F* полагается равной нулю, когда формула (8.(>) для Fu даег от-
рицательные числа. Примерим рш-чегл но згой модели является зависимость
вытекания газа от шергопыработкн (рис. 8 8). Здесь ДЛЯ X 23 кВт/м
принимались Д I, 1	0. п для /	426 кВт м Л|(	0,3, -1г	0,7.
Следует отметить, что ир< г |.|вленцые кривые отражают специфику дан-
ной упрош-ннпй модели. Измерения кол и честна накапливающегося в про-
цессе облучения гада во всем твэле говорят о том, что реальная зависимость
выхода г.ид от ы<сргошяработки и линейной тепловой нагрулкп /• (/J, у)
должна отражать семейство более гладких кривых. 11рн этом следует учиты-
вать. что и реальных твэлах область пере-
строенного топлива меняется по высоте в соот-
ветствии с вменением температурного рас-
пределения
Газ. выделившийся и< топлива и заполнив-
ший пустоты (такие, как центральная полость
или ча юры между топливом и оболочкой),
обратно в топливо не проникает. Он накап-
ливается в отведенной ему газовой полости в
верхней или нижней части твэла, и там уста-
навливается давление, примерно равное дав-
лению во всем твэле (в зазорах и трещинах,
если последние достаточно обильно пронизы-
вают топливо) В этих условиях давление в
газовой полости характери tyer обицсе давле-
ние на оболочку изнутри.
Твэл конструируется таким образом, чтобы
Давление в газовой полости в копие жизни
О 20	40 во 00 100
ЗнереаоыраОотка, МВт суг /нг
Рис 88 Записимостъ иып-кд
ния гата и< тпнлнпа от *«п-р
гоныработки при различней ли
нейной тепловой нагруак» х
г„... «
194___________________
повреждаемости (который формуляру
твэла Рр соответствовало	J давления к моменту выгрузки сбо.
ся в § 8.3). Типичные(значения	н11ые оценки делаются исходя Нз
рок составляют 6-Ю АШ^ Л, Л / объемом 1$ и давлением Р;„ К0ТГ).
связи между длиной газов“‘"_Дакона для идеального газа. Предположим
рею можно установить на основе1аль|1ЫХ условиях (т. е. Пр
выделившийся газ занимает обт’^ ЛР’\ j ат 1.013-10» Па). Тогда Р"
температуре То = 273 К и давлении Р„ ।
Гр Т/>  J 11 .!-£-.	(8 7)
Тр
условия в газовой полости к концу ЖН ЗИИ ТВЭЛа
— объем газа, выделившегося из I м3 тоил».
где индекс p характерна) ету -
В°ед<?"'~ с его помощью легко связать активную дли-
ТР“ вХу а”ш.ой зовы L,. зкт.швый объем твэла V, с ,,арамеъ
1'0=аЛ/;	(8 8)
.gg
ГР 273
рами V’Q, Pt>-
Отсюда
Рг£р-а0£;- ...
•i V
(« Ю)
Величина as связана с долей выделившегося газа F и эн	боткой
топлива В следующим образом:
ГпРТо
а0 —
Го
(8 II)
где п — количество газообразных продуктов деления, кг-м	. пив-
шихся в 1 м3 топлива; R = 8317 Дж (кг-моль - К) универ.	жая
постоянная.
Примем теоретическую плотность топлива 11 000 кг хг миную
плотность 85% теоретической п коэффициент выхода гам равным 0 27
Тогда
2.93 )0’<
. КГ (тяжелые ядра)
х 11 000-0 85
[м3 (топливо)
6.023.10*
238
270
дел
МВг^с
молекула
кг-моль
кг (тяжелые ядра) '
8640
X 0,27 Г Кг'моль (газообразные Продукты д
КГ ’Моль (разделившиеся ядра)
9Л.105.Я317.273
~~1.013-10*
КГ (ОКС1ГД)
Деления)
9.4 10 ’В
а0 =
MBt-cvt
_ •
с
Деления)
м> (топливо)
иупользовану переводные множи-
(6 1-*)
- 0,21FB газообразные	„ы
™71^°Ж%мв7-^«г. ,
SS^T газа *' Х™^7Т^Г“"а
характепи \тп|Ч1И1а 1 яв-1яется функцией'ЯХ^ На ОДНН кубический метр
характери3ующеи услОВИЯ облучения К 5 1Н11ейн<* лиловой нагрузк».
Формулы (8.5) Н (8 6)1.
8 3. Критерии повреждаемости и анализ прочности твэла
195
8.3.	КРИТЕРИЙ ПОВРЕЖДАЕМОСТИ И АНАЛИЗ ПРОЧНОСТИ ТВЭЛА
При конструировании твэла ставятся следующие основные цели: твэл
должен сохранять механическую целостность в течение всего времени >ки шн
в работающем реакторе; его расширение пли распухание не должно превос-
ходить гравии, ври которых обеспечиваются нормальные условия охлажде-
ния Твэл считается поврежденным (его называют также p.i (рушенным, пли
дефектным), если вследствие нарушения целостности оболочки (разрыва,
трещины или любого другого вида разгерметизации) продукты деления попа-
дают в теплоноситель первого контура.
Ниже рассматриваются дна подхода к предсказанию момента поврежде-
ния твэла. основанные на расчете деформации и напряжения и ишба оболоч-
ки В свяли с этим необходимо ввести критерии повреждаемости и рассмот-
реть методы анализа напряжений, возникающих в оболочке.
А. ПРЕДЕЛ ДЕФОРМАЦИИ
В ранних проектах обычно применяли метод расчета прочности оболоч-
ки, основанный на понятии предела деформации. Наблюдения показывали,
что внутреннее давление газа и напряжение из-за механического взаимодей-
ствия топлива с оболочкой порознь или вместе приводили к таким постепен-
ным лсформ щиям оболочки, которые при некоторой предельной величине
напряжения сопровождались ее разрушением.
Несмотря на чншдшнп. такого подхода, формулировка критерия по-
врсждснности в соответствующих простых терминах наталкивается на труд-
ности Принципиальная трудность заключается в том. что допустимая де-
формация. при которой тв<л может работать без риска разгерметизации,
сильно авиент от флюенса, темпера гуры оболочки и от скорости самой де-
формации. Эти факторы в свою очередь существенно зависят от местополо-
жения твэла и ere отдельных участков в активной зоне и по ра тому дейст-
вуют в стационарном н аварийном режимах Тем не менее можно определить
некоторые границы, характеризующие переход к опасным условиям При
мерой могут служить нределши допустимые ло^юрмации, установленные
для оболочек твэлов в реакторе I I IF: 0,2 % для неупругон деформации
в стационарном состоянии (при проектной глубине выгорания) и 0.3 "»
для неупругой деформации при повышенной температуре. Предполагалось,
что целостность тема сохраняется при предельной нсупругой деформации
0.7 °., в аварийных условиях.
Б КУМУЛЯТИВНАЯ ФУНКЦИЯ ПОВРЕЖДАЕМОСТИ
В последнее время был развит более детальный подход к оценке времени
жизни твэла, основанный па кумулятивной функции повреждаемости.
О1!д отражает так называемое правило линейных составляющих времени жи>
ни как для стационарных. так в для переходных условии работы реактора.
Для описания повреждаем'х.т и в стационарных условиях вводится понятие
времени жизни до разрушения /, Оно означает, что при работе тиса в i-
данных постоянных условиях по температуре и напряжению ра(рушение
оболочки произойдет по истечении интервала времени Время жизни до
разрушения «ависит от температуры и напряжения Правило линейных со-
ставляющих времени жи ши утверждает, что при работе твэла в заданных ус-
7*
196
______
юомсжх’тка времени частичная повр#^
ловпях в течение более короткого	ветствующеГ| Доле времени 6ц'.
даемкт„ D будет нронорш'оваяыи гоо	,.
р = 6///г,
и^тпчпые повреждаемости накапливаются ли.
причем предполагается, что < .. оазпушенне оболочки. В течение всего
Лио А» тех пор, покакроя «,fJ Д^ритуюии.еси св, ,м„
S””» "реме» жнзи» ДО разрушения Тогда куму.1ятев„,
функция повреждаемости представляется в виде
(8.14)
(8 15)
По правилу линейных составляющих CDF ресурс работы нэ 6) дет ис-
черпан, когда эта сумма достигнет значения единицы.
V
I
Данное правило целиком эмпирическое. Опыт проектировав ’ ксплу-
атации твэлов при высоких температурах показал возможность получения
достаточно однозначных оценок /г, отвечающих этому правил ()дц жо ос*
тается некоторая неясность, связанная с радиационным у проч t метал-
ла. Для установления закономерностей, учитывающих этот э , оцен-
ках try необходимы дополнительные экспериментальные исслед я
Кумулятивная функция повреждаемости была определена . тайно-
парных условий на отдельных отрезках времени. Однако па жнмш
твэла влияют переходные состояния: нормальные температу пикты,
связанные с периодическими пусками п остановками реактора. i « «южные
аномальные, или аварийные, процессы. Что касается последних.  они но-
гу т быть учтены в рамках правила линейных составляющих, если пь вр^
мя жизни до разрушения, отвечающее предполагаемым аномз ? ’• услови-
ям. Это время жизни оценивают при испытаниях оболочки в адекватных ла-
□ораторных условиях.
0б°‘10ЧК11 вследствие нормальных температурных
ных циклов (скажем типа !j3 оценкн пРеД^ьного количества таких однотип-
Далее определяют колнир/тял	v — Р РУ tUCHHlм о^ехточки*
твэла, и ^кумулятивная Фтнкпняп Л" реалнзУю,^нхся за время жизни
циклической повреждаемостью (Л,.д^рС/Кдаемостп Дополняется частичной
составляющих:	' г 7 по аналогичном} правн } линейных

Nrh
(8 16)
В общем случае можно ввести так-
ных составляющих (§ 8.3), включив в СПР "РаВ"Л0 д»™Лных деформациок-
ДеформационныеHOBPWB4BCnI)	Т'6' ''<• <”""ч"“е
некие переходных процессов- е - ППД, ""формация, возникающая в те-
'	"Р«“Ь«О Допустимая деформация.
Как Рысю видно,"'„ZZi: “°РРЕЛЯЦИЯ П0№ЕЖДЕНИЙ
pp?4H0c"rS™„TeMxPaTS'₽™ К др"таТ2“ неовход,|мо >ч1,т“'
 «„вне
8.3. Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
197
зуясь детерминистическими законами. Однако современное состояние этой
проблемы таково, что для оценки времени жн ши приходится пользоваться
корреляциями, полученными н результате статических и динамических ис-
пытании. Путем обработки эмпирических данных устанавливается статисти-
ческая связь времени жизни с одним из нескольких параметров либо прово-
дится подгонка модели поведения твэла в зависимости от температуры, (рлю-
ецса п напряжения. Одним из широко используемых корреляционных пара-
метров является параметр Ларсона — Миллера LMP:
LMP T(lg tr + Л).	(8 17)
где tr— время жизни, ч; 7' — температура напряженной оболочки, К; Л —
констан 1।
Другим часто используемым корреляционным параметром является па-
раметр Дорна 0:
П /fexpl Q(/<DI.	(8 18)
где / тремя жизни, ч, Q энергия активации, Дж (кг-моль); R
8317 1ж t:r моль-К) - упиверсалы1ая газовая постоянная.
Для 1'. кн из нержавеющей стали (марка 316, 20%-ная холодная де-
форм.шн’й б< • топлива в отсутствие облучения и в стационарных условиях
параметр (орнл представляется в виде 1121
1п0 » + “lnln —,	(8 19
Л? п
где / ’ наклон кенернмептальнон кривой на графике InU в зависимости
от Inin (о* о) 1b (8.18) н (8 19) следует:
1п/г И + С in In	(8 20 )
где
/1	42,980;
В	Q R 42 020 К;
С	I 9.5325;
о‘ 930 Ml la;
о напряжение изгиба оболочки, МПа [см. (8.29)1
Многочисленные радиационные испытания твэлов со смешанным оксид-
ным топливом н оболочкой нт нержавеющей стали (марка 316, 20%-ная хо-
лодная деформация) показали, что твэлы разрушаются значительно раньше,
чем это предсказывается при расчете но приведенной выше <|юрмуле, особен-
но в условиях облучения при невысокой температуре 1131. Jtot факт иллю-
стрируется рис. 8 9 (131, где показаны расчетные значения CDI для реаль
но облученных в реакторе 1.BR-2 при разных условиях твиов В расчете
использовались формулы (8.15) и (8.20) и значения напряжения изгиба, по
лученные в результате анализа состояния твэла во времени Многие из ис-
пытанных твэлов вышли из строя.
При 800° С CDF принимает значения, бли зкие к единице, чго говорит об
исчерпании ресурса твэла. 11ри облучении ти>лов при более ни зкой темш-ра»
ту реCDF существенно меньше единицы, например, при 600* CCDF 0,005
Глава 8. Конструкции твэла и сборки
198
rn кумулятивной функции попре-
Рис. 8.9- 3aB"C"”iSx В ЙВВ-2 тв,лов от Тсм,,еРа-
ждаемости ° ' • туры:
„» c'lFAII. (нсповрсж т ипие твмЫ).
~ _ олсчег по проП>**"с jjfAIL (ппвр<-жк-пные теми);
к посчст no li₽nrpuuL 1 tFE 111 («>	’lui.
tZpa чет по прогр»м^ 11 !Г1- ш |П0,ргжл*.шые 1аК7и){
JpaCMcTjo протру,,ст по фор-ул* <8?"
п „ „ чт11х условиях наблюдаются
Тем не менее	Следовательно. сутест-
вуют не) U относительно ш ких тем-
время жизн ' । Р	эффектов может
ГраТ2оеЙ е Хточкч „	 хим».
Хо SXeScTBUH с топточом. тот,
Sew»»»"» такого взаимо:  вив не
™",,1ет,. Да» <дао ”мя,|,я "	п|’м"“
ISh^kt прилегающего топлива» < v,раите-
„ Г1Г ЙторыП выбираете» таким <*Р чтобы
стаТ"С”'К" ЛеФ'К"'Ш Р'1М“’
CDF-представленяя:
FAE-Jl-r
I 4-ю’й аЛ> ’
(821)
где/И ~2-10-3 — минимальное значение CDF, при котором хается
разрушение твэлов; а = 0,017; V == Т — 450; Т — темпер
Тогда кумулятивная функция повреждаемости с исправл'	че-
нем жизни (FAE-(r вместо tr) по аналогии с (8.16) записывается	цел
виде:
(8 22)
реакторах Как н в ста-
иегаюии го топли-
Для нержавеющей стали (мар-
в переходных условиях, нро-
“сона Миллера и Дорна.
? выражение (161:
-г 8.8754 In In —	,.|r i8.23)
о
cdf=2‘tvtt1 -
Следует иметь в виду, что методы предсказания времени жи •	’ к‘оВ
в стационарных условиях непрерывно совершенств) ются. Не исключ' но. что
не только детали' описания, но и сам подход претерпит изменение ижай-
шем будущем. Тем не менее описанные методы, широко исполь х  >ы. н мо-
мент написания книги, дают представление о сущности этой чрезвычайно
важной и сложной проблемы.
Корреляционный анализ поведения твэлов в нестационарных товиях
должен основываться на результатах испытаний в переходных т< ••-.ератур*
ных режимах, подобных тем, которые имеют место в реактх
ционарных условиях, здесь также проявляется эффект при
ва [14, 15]. Корреляционный анализ данных .
кн 316 с холодной деформацией), облученной в i
водился с использованием тех же моделей Ларс
Для параметра Дорна было получено следующее
In-37,4201
где Г - температура, К; t ~ скорость разогрева, К 'с а - наппяжение из-
гиба оболочки, МПа; о* = 930 МПа - опорное напряжение; Р
F= exp [-0,44 (in In-21—0 2
L	\ О
«1
.ол
8.3. Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
T9?
/1 - (0,03677 4- 1,53366г 1,79137г1 -
0,477562я-|- 0,039902г4- 0,001099г5)/(|п7'),,'7<;
2 — флюенс (/: > 0,1 МэВ), К)-2 центр Фм2.
Приведенное соотношение учитывает э^хрект прилегающего топлива п за-
висимость времени жизни от температуры и напряжения твэла в переходных
температурных режимах.
Г. АНАЛИЗ НАПРЯЖЕНИИ
Для расчета кумулятивной функции повреждаемости необходимо анали-
зировать историю напряжении и деформаций оболочки, в частности, учиты-
вать зависящую от времени у прут апластическую реакцию как топлива, так
и оболочки па внутренние давлении, а также ползучесть и распухание мате-
риалов Схема машинного расчета предполагает задание шага во времени и
узлов по высоте твэла. Частичные повреждаемости (бС/г), Л-тя каждой коор-
динаты р ч;.тып.потея в каждом временном шаге и суммируются с резуль-
татом на редыдущем jii.ii с. Таким образом, получается опенка CDI
Подр шалит оказывается чрезвычайно трудоемким. Hi наиболее
сложных . (канских программ такого машинного анализа отметим 1.1 ЕЕ
III и РЕСГ ! 1 1. более у прощенные upoi раммы Pl CS 1181 и Sil X-SI1 AI
181. В иг	гы в юте я втаимозавися-
щие »14скпд температуры и напряже-
ния.
1 !иж‘ буд< г рассмотрена учебная
модель для расчета напряжений, ко-
торая выявляет наиболее существен-
ные аспекты «нами и в некоторых от-
ношениях отражает схемх программы
PECS При этом не следует забывать
о дистанции, отделяющей мидель от
рабочих методов, которые непрерывно
развиваются по мере накопления но-
вых знаний*.
Схема упрощенной прог раммы рас-
чета напряжений и деформаций пока-
зана па рис. 8.10. Предполагается,
что начальное давление в газовой по-
лости Рр задано Далее идет расчет
напряжений оболочки на каждом вре-
менном шаге, и эти результаты ис-
пользуются для последующего рас-
чета упругих деформаций. Кроме
— Временной шаг
.7
C~4W»r>iliS
{»a:nt/Jga ‘'rc)
Тцрщина jajppa

(MOfPffJK! Pt)
>'а7иг
JS&’WH.ti.*
ПрадЬ'Ш9*Ь{
иоршприиескз.
границы s
'ымаждаю i
В США наиболее ранняя экспери-
ментальная информация была получена на
быстром реакторе LBR 2, у которого ней’
тронный поток сравнительно невелик Су-
щественны А шаг вперед в исследованиях
конструкционных материалов связан с пус-
ком высокопоточного реактора ГЕТЕ»
В Европе накопление такого родя данных
началось с начала 70 х годов в связи с рабо
той реакторов «Феникс», БН 350, PER.
у
Фу**ч.. <
9 *03?» ‘Пй]
СВ* ' Г
г *а

Рис 8.10 Схема г;--;----
«ряжений в Tuxw
программы расчета ы
Глава 8. Конструкции твэла и сборки
200
,lir VI счет ползучести и рас.
---------™ uevnpvriie деформации и
того, рассчитываю е .	пагруэкн на оболочку. Как от-
"У™"”’- ..„„^еяпн зависит ОТ природ ” ’ ' ’ил-за давления га юобраз-
Опенка «а11Ря* узка возникает. в0’,^! ’TJ механического вшнмодей-
мсчалось в на во.вторЫХ, в результат
оболочке зависит от зазо-
•“вйй».. -№	Тогда J;
пая роль взаимодействия 'iD" С т011Л|1Внын сердечник	чял свою
коротком этапе облучения твэла. когда
целостность.
Расчет зазора
Чтобы определить зазор между топливом в оболочкой в гоР< гвэлс.
необход!“мо рассчитать относительное положение наружной л нот
топлива и внутренней поверхности оболочки. Расчет проводит а эта-
па. Вначале находят остаточный зазор Ge. который должен	мн-
влечения облученного твэла из реактора и его охлаждения до ко
пературы. Для этого часто используют корреляционнон’
ным зазором (до облучения) Go П9):
Gc = Go j 1 -4,851 • 1СН x (X -19,1) (1 —exp ( C)J
—0,365|l—exp(—2,786-lO-axB)) —8,81 -10 s -
Mo ’
где Gc — остаточный зазор, мм; Ga — начальный зазор, мм. у
тепловая нагрузка, кВт/м; В — энерговыработка топлива,
С — число циклов работы на мощности *.
На втором этапе рассчитывают тепловое расширение топлвг ьточ-
ки при переходе от комнатной температуры к рабочей В дайн г. чае
имеется в виду тепловое расширение нерастрескавшегося I <> РиО,-
топлива (в случае растрескивания зазор может закрыться) Зазор н горячей
состоянии G определяется выражением
П ^ci П \
V ~r~ r't
в	таМ"В"0Й табЛетК" " »“ПР«<ш.й радиус ободочки
Относительное изменение внутреннего радиуса оболочки снятаио с ли-
нейным коэффициентом теплового расширения ас следующим образом
-~-=«е (Гс-298),	(8 26)
W для стали марки 316 учитывается температура зависимость . 120|:
«с (Л = 1,/89- 10-ь4-2,398-10-‘ Тс + 3.269-10 » Г
Г сРемяя температура оболочки, К.
* Один ЦИКЛ СОСТОИТ из ВЫХ пт
««Ующсй работой в сбросом мощ1^такПдоТляМО'5НОСТЬ (от «У-^вого уровня) с по-
член, содержащий величины С, принимается равным HyKj!”. (® П ,npaB04"“*
с началь-
на 24)
линейная
'Шт -сут кг;
G = Ge-
(8 25)
Здесь Тс
В.З. Критерии повреждаемости и анализ прочности теэла
201
Тепловое расширение топлива может быть приближенно описано в рам-
ках простои модели, в которой игнорируются внутренние силы, возникаю-
щне при дифференциальных смещениях участков нагреваемого топлива.
Относительное изменение наружного радиуса таблетки представляется в ви-
де
С а/(Г/т-273) rdr
--------------------- (8.27)
Ri
J r^r
к»
Для смеси 75“. I Оа — 25 % PuOs средний температурный коэффициент
линейного расширения 12(1]
а, 6,8-Ю-64 2,9-10 ЦТ, 273),
где Т —то. шрагура топлива, К, является функцией радиуса н рассчиты-
вается по • ь>ду, рассмотренному в гл. 9.
Если р • Ч' Л1 о значение 6 получается отрицательным, это означает, что
зазор tax ся. -Но соответствует условию механического взаимодействия
топлива и  очки, в результате чего их соприкасающиеся поверхности до
формирую Н я.
Напряжение за счет газового давления
Давление в газовой полости создает напряжение оболочки, которое мож-
но приближенно р.п читать в модели тонкостенной трубки с заглушенными
концами. Гсомец ия расчета показана на рнс. 8.11. Приближение тонкой
Рис. Я )2 Геометрия расчета иапрнже
пня изгиба (о) и аксиального напряже-
ния (б) в TDXIC
Рис 811. Гг..метрия расчета напряжс
инй в оболочке Tin л а (/? средина рз-
анус оболочки; ® — толщина оболочки)
стенки означает w < R (tv — толщина стенки). Картина напряжений пока
зана на рис. 8 12 В расчете нс пользуются и местные в теории сопротивления
материалов «[юрмулы
Напряжение изгиба Он получается из следующего баланса сил в танген-
циальном направлении:
(P,-Pj2RL a0-2tvL,	(8 28)
г ле Л — длина тонкостенной трубки. Отсюда напряжение и и иба
а0 (P.-Pj-^.	(«29)
гл1>. s. ..
202	______1---------
----”	'	ппапгяются аксиальном) напряжению q
Заглуши» «а «»«’8-1S. «
Адаышйбм»®™0"™
(Р,-W
ИЛИ
(8.30)
ст;=(Л— Ро) 2® '
nun л /9 ести величина Р/ и Ро в (<S 2 ') н (8.30)
Это выражение для стг равно ое Д если	/
напряжение <Г
преА^аглюг. w р„
либо используют аппроксимацию.
Or=-J-(P1-!-P0).
(8.31)
Иногда величиной ог пренебрегают. Поскольку радиально г 1жсние
всегда действует при наличии больших по значению^ напряж	и о,,
выбор приближения для пг мало влияет па конечный рез\ 1ь	ф'*а
дни удобно рассчитывать, приводя .многие напряжения к одк( -5 мы*
ному о:
о = _^[(a0_ar)=+(or-aJ)’-|-(o;-ae?l1'3.	(8.32)
Оно же будет использоваться далее в условиях текучести Прли Рей-
са (8.66). Однако в корреляционных оценках времени жизни и ь лется
не эффективное, а максимальное напряжение, т. е. напряжешь б i ’
Если внутреннее давление па оболочку создается только г м. то
Р, = РР и Рь Рь,
(8.33)
где Рр давление в газовой полости; Рь — давление теллоносит< J на за-
данной высоте твэла.
Механическое взаимодействие оболочки с топливом
ствм^олочк^с'топtrrm ' оСЛ'! давлен,,е за счет механического в зиыодей-
но не учитывать пои narup* п/е пРе80схо;1ит газовое давление, последнее мож-
кампонентой, радИное'напJSSe J?™04*”- Г1Рс'<^Регая аксиальной
выразить с помощью формул (8.29) и (вЛоГ^к^р^х ЛГ'<6а	°ПЯТЬ
P‘=Pfc И РО = РЬ.
В силу сделанного предположения
(8.34)
^ = 0,
ВЫ₽Ж“”е ™ *™”“7	(8.Й) вид:
° _ "УТ1^6 ~°т)2 + а? ф- ]* /2
(8.35)
(8.36)
8 3. Критерий повреждаемости
и анализ прочности твэла
203
Рис. 8.13. Схематическое изображение упругих де-
формаций топлннл и оболочки при закрытии зазора
между ними:
/«-топливо: 2 грпмнцл между топливам и оболочкой; Л —
внутренним поверхность обол(Я1КИ при тепловом риепшрении,
если бы топливо «чсутстпонп.ю; 4 иопгрхиость топлива
при Т0ПЯО1К'М РЯСГЫ||)1ЧП1И. если бы оболочки отс) гсткопилп
Если рассчитанное по формуле (8.25) значение га.чора G ока гывается от-
рицательным, топливо создает давление на оболочку Р1с. Рисунок 8.13
иллюстрирует во шикающие при этом упругие деформации оболочки и топ-
лива ие и и и соответствующую величину |G|:
|G| щ и,.	(8.37)
Смешение Топлива и, отрицательно (т. с направлено в противоположную
сторон) равнению с и,}, так что значения обеих деформаций складывают-
ся. Чтобы ир« - пить величину Pft, нужно с ее помощью выразить ttr и tii н
представ в (8 17).
Дсфорчяц. я < б<  точки (приближение гонкштенпш о цилиндра). Чтобы
выраш. с Помощью 1‘f,, запишем выражение для деформации изгиба
fo мере 1АПргжеине шпиба и радиальное напряжение:
(о(1- V,. щ),	(8.38)
'*е
где / мадуль Юнга для материала оболочки; vr коэффициент Пуассо-
на.
Дп|. р •ания и гиба определяется как
где R p.i тиус поверхности раздела топлива и оболочки. Комбинируя урав-
нения (8 38) и (8 39) и отождествляя Ьр с и,., получаем
Чс	(Со—ve0«).	18.10;
' с
Подставляя в это уравнение выражения для п„ и о, (формулы (8.29) и
(831)1 и используя соотношения (8.34). находим:

(8.41)
Деформация топлива (приближение толстостенного цилиндра). Следую-
щий шаг заключается в том. чтобы выразить смещение топлива Uf через
Pfr- Связь .между ними может быть получена из теории толстостенного ци-
линдра. условия которой адекватны условиям топливного сердечника. 1 !ред-
Полагая, что не все читатели знакомы с этой теорией, на короткое в|>емн от-
влечемся от расчетных методик, излагаемых в соответствии с последователь-
ностью схемы рис. 8.10, чтобы рассмотреть вывод <|юрмул для напряжений
в толстом цилиндре (как это делается, например, в 1211)
Геометрия расчета показана на рис. 8.14. 11редшы<цается, что о. О
н аксиальная деформация Постоянна. Используя обозначения рис 8.14,
записываем баланс сил в тангенциальном направлении на кольцевом слое
твэла и сборки
Глава 8. Конструкции
204
Рис. 8.14. Геометрия расчета напряже-
ний в толстостенном цилиндре
топщином dr (помня, что <тг соответ-
ствует отрицательному давлению):
2c<gdr 4- 2агоГ =
= 2 (ог + dar) V Н dr). (8.42)
Пренебрегая членами высшего поряд.
ка малости, записываем уравнение
равновесия:
fJ^+ar-ao 0.	(8.43)
dr
Необходимо решить это уравнение с двумя неизвестными о и неволь-
зуя граничное условие Ро = Р]С, и связать напряжения на i ран между
топливом и оболочкой со смещением топлива tif. Поскольку irci iux ве-
ЛИЧИН ДВС, трсбуСТСЯ 0ЩС ОДНО УР<1ВНС|И|С. О1Н? Э1! liblB lL 1 ’	Ы|О
го смещения е., которое не зависит от радиуса и связано с Г1и 1 рез ко-
эффициент Пуассона v и модуль Юнга Е для материя а ццлнн.i
£- =-----““(tfo + tfr)-
(8 44)
Отрицательный знак появляется из-за того, что о,, есть растят tee ид.
пряжение, следовательно, положительное и приводит к умень, t щцы
цилиндра, тогда как напряжение сжатия о, (отрицательное) хвелн-
ченшо. Аксиальное смещение е. также неизвестно, но его можн< ить из
условий граничного давления Р, при г — а и Р„ при г b
Напряжение изгиба можно исключить из уравнения (8.4 ) шзуя
1 As /1	 •
d<Jr , п	/1
г__+2аг	(8 45)
Умножая последнее уравнение на г, получаем:
(г1 ar) Е
(8 46)
Интегрирование уравнения приводит к результату
Ог = —	,4-_ _£
«онстанту С „"S	fC “ Wr)W
ffr= —при r = a- |
Qr^~P0 npur^bj	<8-48)
С-чедовательно,
:	(8 49)
2	b'-~•	(8.50)
8.3. Критерий повреждаемости
и анализ прочности теэла
205
Из (8.44) н (8.47) находим
fta—а4
(8.51)
(8.52)
Радиальное смещение наружной границы толстостенного hh.’iнндрп есть
»(&) gn6 2_[а()(/)) vor (/>)| =
Цр,2«* р М2-Ж v
L ]	/>4—а’	" \/i2—д4
(8.53)
Полагая Pt РР, Рп Р)г, а Рц (где А’,,—радиус центральной поло-
сти, см. рис 8.5 н 9.4), b । А’ (а качестве А’ С хорошей точностью может быть
принят радиус iранним между топливом и оболочкой А’С|), получаем из
(8.35) выражение для смещения топлива:
и JL р 2*°	/> / w0
О "	Н /?’ -А’«
(8.54)
Определение иеличнны Pf,. Подставляя выражения для ut и ие в (8.37),
получаем
|0| -£
•*<
/?
(Р,в-Ръ)^-Ь^(Р,с+Рь) “
_v,y
А’ -№
п __2_2__	р
’’ W-Rl ,с
(8.55)
Отсюда определяем искомое выражение для Pjc\
2£L+ 22 . т _ , 22 (JL_ 2X2
Я / ( ft1 fl ' /-<• \ to 2 /
1 <^+/?Г - V 2-2 JL L 22 \
/7 \ /?’ Я’ 1 J £c I »	2 /
(8.56)
где |GI — абсолютная bc-iiihuh.i затора, рассчитанная по формуле (8.25).
Полученное выражение для дапления за счет механического взаимодействия
топлива с оболочкой может использоваться для расчета напряжений оболоч-
ки при закрытом зазоре, при условии Pfe > Р,,.
Радиальная деформация
Оболочка. Радиальную абсолютную деформацию оболочки Л/?, необхо-
димо знать, чтобы рассчитывать дои уск па расширение, обеспечивающий тре-
буемое проходное сечении теплоносителя. Эта деформация отличается от
радиального смещения ur (8 41). вызванного давлением топлива.
Радиальная дег|юрмания оболочки определяется ползучестью и распу-
ханием нержавеющей стали н связана с соответствующими тангенциальны-
ми деформациями (ползучести) и е* (распухания) следующим образом
Р‘')’ <8>57)
где А’г — срединный радиус оболочки. Величины и г* определяются
из условий текучести Прандтля—Рейса п корреляционных гчхяшниеинй
Для деформаций распухания, а также тепловой и радиационной ползучести
206
г„.. ».
>n PECS рассчитывается скорость ради.
(в некоторых пРо>Та«мах’Я^7кор0с^й относительных смещений. Эа.
альной деформации Rc и • ,|Нте1р|]роваШ1я).
тем б/?с определяется путе.лите ^'^^^„оде^рм „рован пои поржавею.
Как показано в гл. 11. ,х‘ температуры облучения. Дефор.
шей ста.™ марка 316 зав.от ™ ' ас„тхаш,ем М Г следую,ц„„^.
маш,» распухания cj связана с «летим в -
разом:
ДИ
(8.58)
Условия
через
1221). В данном с.
е«=т
Ппппптпя-Рейса позволяют оценить деформацию ползучести
ловия Правдтля	деформации (как. например, описано в
же“етЛХе	»>«но подучить связь между «фор.
,, г ' пЛппликчг с пасчетными напряжениями гформу iw (8 29) -
(Т.Ш эффективным напряжением [формула (8.32) или <8 ’о)) и щишрнче-
ской эффективной неулругой деформацией в:*
е. = 1
ее -
а
(8.59)
о
где
В — “Г” ^th creep »“flr creep)’	trt))
<□
а 811( creCp, Slr creep — деформацнн за счет тепловой и радиационной ползу-
чести.
Кор реляционные соотношения для деформаций холодно u J-  анной
нержавеющей стали марки 316 приведены ниже. По мере плюя п«я экс-
периментальной информации они уточняются. В частности. п< не дан-
ные свидетельствуют о целесообразности совместного (а н- ] тьиого,
как здесь) описания тепловой и радиационной ползучести
Тепловая ползучесть [231
б111С«Ср = С1о0агсс11(1-СгО-,гС3о«/я' С4<^1 '.	(8 61>
где ® напряжение изгиба, МПа; /— время, ч. Константы С/ (i 12,
3, 4) и показатели п и т даны в [23] для практически важного и нт ш а тем-
ператур.
Радиационная ползучесть [24]
е1г creep ” Ю“60g 0,67F4
Н-5,8- ItHexpf—
. (8 62)
f-8,5th —
8.5 >
где оа — напряжение изгиба МПа- F и„,.,л л
Т - температура, К. ’	’ ? “	0 CMeu*eil»'“ на атом. dpa.
для конкретного рещо^а^^прихюр^
t ЕВР 2 С
нейтр/см2 (£>0,1 МэВ) ’ Р’ ) ВетствУет флюенсу примерно 2-101
Топливо. При анализе констогкпш.
вран„щ „овериост„ топ.шм.
«’КГ™ п₽аил’л’ -вр«г
иулю лишь Неупругие Дсформаади ^! и^раЖаЮТ час1ИЫЙ У
3.3. Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
207
мую пористость при изготовлении твэлов. В представлен ной здесь у протеи-
ной модели опущено феноменологическое описание таких сложных явлений,
как распухание топлива, его тепловая и радиационная ЛОлзучесть (они учи-
тываются, например, в программе LILT), Отметим лишь, что деформация
топлива играет не меньшую роль, чем деформация оболочки. Некоторое об-
суждение этого вопроса содержится в гл. II.
Износ оболочки
Взаимодействие оболочки с натрием приводит к ее коррозии. Кроме
того, материал оболочки вступает в химические реакции с топливом и про-
дуктами де 1ення. Все это приводит к постепенному уменьшению толщины
оболочки (т. е. к ее износу, или. как говорят, к утонению). В расчетном ана-
лизе это явление принимается во внимание яри оценке напряжения изгиба
и аксиального напряжения. В соответствующих уравнениях для <т0 и а2
в толщину оболочки to на каждом временном шаге вносится поправка на
эффект утонения.
Д СХЕМА ПРОГРАММЫ
Уравнения для деформации и напряжений
Ниже приводятся уравнения, связывающие деформации и напряжения.
Они используются в программе Lil li [11 применительно к топливу и оболоч-
ке
а)	Условие равновесия*
г — 4 ог —ffo	0.
dr
б)	Кинематические соотношения:
; - pj - —; ef const
dr u r
где ег — общее напряжение, и — радиальное смещение, м.
в) Связь компонент:
ет J-(n — v(ott Ьа1)|-Ь«7' + е,с 4~е‘;
гТ6  --г 1п« —v(o, фа,)) | о-Г Н-eg Ь е';]
Си
4“ 1°- v + °о) I + г^т 4- е$ 4- 8’
/:
(8.63)
(8.64)
(8.65)
где е£ — относительная деформация ползучести; 8* — относительная де-
формация распухания; аТ « i' adT — линейное тепловое расширение.
• Уравнения, идентичные (8.43).
Глгоа 8. Конструкции твэла и сборки
гое	___________.—----------------
г) Условия «во» пР™™"РС5*«г \
дес = -4- ((Гг-----------------2	' '
б \
Аес /	^’ + пг I.
д^*= — I -------72 j •	[
Af* !	ar + aG \
Де^^_ а.--------— |.
«I \
где дес _ изменение гс на каждом временном шаге;
_Lr[(or-cr0)4^-o/ + (oe-a<)jr <
дес = 4jL ^де; _ Де.')г + (Дег _двеу + (_\е’ -At)
3
18.66)
(8.67)
(8 68)
Эти уравнения решаются численно для заданной расчетной сел к । но рд.
днусу и* высоте. При этом учитывается растрескивание топлива [it индура
определения напряжения оболочки при условии закрытия э !ежду
ней и топливом оказывается значительно сложней, чем в улро:	й моде-
ли в § 8.3.
Пример расчета давления на оболочку и ее напряжения
Результаты расчета по программе LIFE деформации твэ	тигель-
ном интервале времени (вплоть до проектного значения энер>	«Лотки)
приведены на рис. 8.15. Кривые характеризуют иеулругпе деформации рас-
пухания и ползучести оболочки для средней плоскости активно. кы для
мости от временя облучения
HEDL, 1978)
2 Ллъялиы* г,--.'”'""”"' *	V
7м** ntwoCTi
к ?' расчет поведения твлдд реах-
™Р1.Б По пР0ГРаммс LIFE в записи-
(данные
"* П”н««в «ИМЯ»* с оволочкаа.
--------------------- J - рх
— шшучестъ ободочки
нальной мо1цноста.СТадС'^	при работе на иоми-
Давления газа в газовой полости ,э кР|,ВЬ)е. характеризующие рост
времени обоупепия. П"°СТ" 11	топлива на АеикСв Хчмне
начальный зазор межлг тгг.
21^!4_работы Реактора*. ВознХ<1ще^	^Р6 пос‘
* Это зависят от	ле Этого Давление топлива на
Условиях зазор может coxpSS"" УМ08ИЙ облучения п
е иться длительное время (Прич'и ПрИ оп₽едслен”ых
8.3. Критерий повреждаемости
и анализ прочности тяэла
209
Рис ь 16, Схем., комплексного анализа механических, химических и металлургических процессов в облучаемом твэле [7]
Глава 8. Конструкции твэла икорки
210
ппгтмме LIFE значением около 6 МПа. Из
оболочку оценивается по ’Д1 £ работЫ зазор появляется вновь при уо
расчета следует что.послиелост-ность. т. е. не растрескивается.
В|!„. что топливо сохр	овать давление газообразных 1.родуКтов
После /ООО ч 1«чи,1ает А°п ' дейормання оболочки определяется двум»
деления, а радиальная	„ ползучестью.	У ”
основными процесса.' и	Р<;	0ТОрнчного появления зазора не пр0|(С.
В условиях реального облучения в ।	)[3.,,а тепловых Ш!к ,()*
х°Дг1т в противовес расчету. Это связано с те^	при
кивае^я” гоэтт его. с оболочкой сохраняется. Однако создав.,- мое ИМдав.
Давление на оболочку в основном определяется давлением
Г Рисунок 8 1 иллюстрировал сложность расчетною ан? -рактерц.
стик твэла. Более подробная схема расчетной программы на рис. 8.16 17]
является подтверждением этому. Мы рассмотрелиi ряд физических явлений,
с другими еще предстоит познакомиться в гл. 9— 11. Все < ни i с • ип’рче*
яы овалом, тогда как формулировки последствии, к которым ве эти явле-
ния, заключены в прямоугольные рамки.
8.4, КОНСТРУКЦИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ
Повсеместно принятый способ работы с твэламн состоит в что они
упаковываются группами с определенным числом в шестнгр чехлах,
как показано на рис. 2.3. Эти чехлы, заполненные твэламн н зз  с тор.
нов жесткими хвостовиками, называются тепловыделяюши	’орками
(ТВС). Вся активная зона собирается из таких сборок, образу я i тональ-
ную структуру, изображенную па рис. 2.2. Органы регулировки , чещены
в различных участках активной зоны, сборки золы вослронзво, . вокруг
активной зоны”. Сборки, исполняющие функцию защиты от и <л\ ’ о <быч*
но заполняют ряд снаружи боковой зоны воспроизводства В нас м пара-
графе рассматриваются некоторые вопросы конструкция сб 1 .к, касаю*
щиеся используемых материалов и геометрии.
Основная доля мощности реактора генерируется в активной ооне Чтя
ВаРИаИТ°В реЭКТОра ™ Эта АОЛЯ составляет 85-
уэ Остальная часть приходится на зоны воспроизводства
боковую, 3—6 /о на торцевые). Таким образом, ТВС характере •
большой плотностью яирпглои>п=^„„п я_’	-тар а кт
лов в ТВС имеет существенное значение.
> на
большой плотностью энерговыдётеюТя^пХ^ио11^ ™РаКТер‘' ЮТСЯ 0ЧеНЬ
лов В ТВС имеет	! .J. ’ П0ЭТ0М1 спосо6 расположения тв>
А. ЧЕХОЛ СБОРКИ РЕАКТОРА БН
Чехол сборки выполняет ряд функций:
нудигельноеРохлажде°шеЖтХоГв в” м£тт В0Круг твэ-1ов. обеспечивает при-
го сопротивления;	х повышенного гидродинамически
2) позволяет осуществлять тли
теля, т. ^проектировать оптимальный п ' ' мое дР°сселнроваппс теплоноси*
и боковой зоне воспроизводства- Ра х°Д натрия по всей активном зоне
^ет”-’»“«««куюце.10стностьс6оркитвмов:
” .»да"Е?Хй“ Р« о cuple,uu	етдерж„ся
8.4. Конструкция тепловыделяющей сборки
211
Рис. 8J7. Конструкция с про-
резями теплопыделяющеп сбор.
кп реактора БН:
; _ глясшля полость; 2 — участок
верхнеП эоны носи рои wo дет па; 5
участок пктнпкоП зоны; 4 уча-
гТОк нижнеЛ «они тюспронлполстпп;
5— участок шшнты; 6 нсктклч
цноинаа прорен< па схеме ччегк
ТВС стрелкам»! показано располо-
жение npopeipft. при котором эв<
трудностей переточка тепяоноот-
4) образует единичный модуль, допускающий сравнительно простые кон-
струкционные сп«>собы загрузки и формирования активной зоны и пределах
системы ее механического крепления;
5) препятствует распространению локальной аварии, связанной с разру-
шением нескольких твэлов внутри сборки.
Коль ск ро выбран принцип очехлення связки твэлов, возникает вопрос
о геометрическом расположении твэлов. Из соображений максимальной
объемной доли топ шва в БР выбирается геометрия, характеризующаяся тре-
угольной ячейкой (см. гл. I). При этом получается более плотная упаков-
ка твэлов. которая ве дет также к улучшенным тсилофцзическим характери-
стикам. По этим причинам конструкция сборок реактора Ы1 имеет гексаго-
нальную геометрию в отличие от квадратной в ..’IBP.
Хотя жесткие чехлы начали применяться уже пл раннем этапе развития
БР. был ера у ясен и недостаток такого подхода. Он связан с вне.к пнем до-
полнительного количества стали и ущерб объемной доле топлива, т. е. с
уменьшением коэффициента воспроизводства. Чтобы свести этот эфрскт к
минимуму, возможны три подхода:
1)	использовать чехол с неравномерной по толщине стенкой;
2)	прорезать окна в стенках для уменьшения давления па них;
3)	уменьшить толщину стенки.
Первый подход требует анализа механических деформаций, показываю-
щего возможность уменьшить количество стали без потери прочности Вто-
рая идея сделать отверстия, как показано па рис. 8.17, чтобы уменьшить
внутреннее давление и, следовательно, напряжение. Расположение отвер
стай над активной юной обеспечивает существенное падение общего давления
теплоносителя в активной зоне при практическом отсутствии неретечек в
области высокого тепловыделения. Остаточные перстечки можно свести к
минимуму, располагая прорезки, как показано на рис. 8 17. Третий подход
(уменьшение толщины стенки) ведет к соприкосновению чехлов в активной
зоне в процессе работы реактора. Поэтому при перегрузке придется нас-
колько возможно снижать температуру, с тем чтобы уменьшить силу трения
за счет сжатия сборок.
Выбор материала и конструкции чехла существенно зависит также от ра-
диационного распухания. Оно может стать причиной преждевременной оста-
новки реактора, даже более важной, чем эффекты напряжения и износа от
дельных твэлов.
Глава 8. Конструкции твэла и сборни
2f 2
------ Б РАЗМЕР СБОРКИ
Г п,р является важным моментом констру,,.
Р°’эм^>£носг. dXV‘«- *1'-“5Хип'ата"еИТОР,’Г'’’,Х;'‘7!''‘"'’ М"°™
*екг™«™ «««»•• сборки и ости „р„ перегрузках бы „, „еве.,„.
г тем чтобы изменения Реакт1'“ ’ .Т11В!|Ости часто принимают I долл.
* В качестве ГР’""’110™ Т2"кттности сборки являете» беюпаспость
Аргументом в	“ *™ом случае налепи» сборки и яктпвяу»
реактора даже в кранце .
ЗОНУ критического PeaRJXcn за счет остаточной радиоактивности Из-
’ Съем тепла, выделяющегося	)((Я иеобходпмо охлаждать. Оста.
влеченноеизреакторапропорционально количеству т. юн
сборок затрудняются <>.,<-ра,и„, „I
“3rSSXi Ж%<*"*«	" paci,l"piX"" овостр"-
’"cXSFc’''то"',ость * ойи'“Ю
“даятеаьяость перегруза». Укрулиеиие сборок ведет к < краше..,»1
Вреопа“"•«“ ’рюкиортпру. м ..о ТОО»
ва Нормы безопасности предусматривают вероятное!,, случвииталпва.
НИЯ топлива водой в процессе его транспортировки. Критнчщ еть такой сн-
стемы тем больше, чем больше размер сборки-
В соответствии с установившейся практикой сборка запо. ся девя-
тью или десятью рядами твэлов, что соответствует их числу 21/ или 2/1.
Зависимость полного числа твэлов в сборке от количества рчдов дана на
рис. 2.3.
В. СПОСОБЫ ДИСТАНЦИОНИРОВАНИЯ ТВЭЛОВ
Чтобы твэлы в сборке не соприкасались между собой, обычно используют
дин из двух способов их днстанционировапия: с помощью проволочной на-
ХТныхбиР№мо;^ЬИ0Я решетК1Ь Последний способ характерен для про-
применен в 2®=ННЫХ РеаКТ°Р^В ВеЛ1’кобР»танин н ФРГ. а также
применен в американском реакторе сЭнрнко Ферми»
«S=e=S=^
наматывается вокруг каждого твэтч пп ™'«ионирующая проволока. Она
приваривается на концах Способы ,1”° ”ралн с определенным шагом и
локи и решеток схематично изображены н^рГТГя С "°МОЩЬЮ Пр0В°'
Проволочная навивка используется^ ,^ Р 81К
НИН, главным образом из-за спавиитп Л ЬШИНСТВеСовреме,1ПЫХ конструк-
способ не чувствителен к вибрациям плт” |,ростоты »• дешевизны Данный
шестеркой других в достаточном чисто *п°-Кажлый тв^ зажимается
вивки около 30 см расстояние межл'у ^ейсгвительно, при шаге на-
но а см. Недостатком является возможна^” Контакта составляет пример»
. очной навивки во время сборки пгтпб Ь некоторого смещения прово-
неизвестно. Это вносит дополнительнгш^ ГОЧ1!ое расположение этих точек
ские и гидравлические расчеты. 1 неопРеделенность в теплофизиче-
8.4. Конструкция тепловыделяющей сборки
213
По-видпмому. основное достоинство дистанинонирующнх решеток со-
сгонт в том. что они вносят минимальное количество дополнительного кон-
стпукпионного материала. За счет этого объемная доля топлива в принципе
может быть увеличена, что ведет к улучшению характеристик воспрои шодст-
на т. е. к снижению времени удвоения. Кроме того, снижается перепад дав-
1СНИЯ теплоносителя, поскольку линии его тока но тоэлам прямые (а не за-
кручивающиеся, как в случае проволочного днетапцноппроаання). По-
следнее обстоятельство позволяет снизить мощность натриевых насосов. На-
конец. еще один довод в пользу днетаннцонпрукнцих решеток возможность
уменьшить фактор перегрет! (статистический фактор, характеризующий
источник разброса параметров теллогндравлнческого расчета, см. гл. 10).
Дело в том. что днетанционпрующая проволока неизбежно проходит через
наиболее горячие участки гаэлов (вверху активной зоны), поэтому уменьше-
ние па этих участь ix потока теплоносителя, например за счет локальных за-
Ряс. 818. Способы днетаниньннровання твэлов в тепловыделяющей сборке реакторе
ЬН:
а проволочная назнвхл. б проволочив* сетка; л - сотообреним решетка
Глава 8. Конструкции твэла и сборки
214
ли 111станин<и|нрутощие решетки
послсдствиЯМ'1П; сти повышенной темпера^,
вихрений. чРею™ °"в .'даах,	"таким образом .«асоость „ере.
MCJ	;«метить, ’«,р; е ^иературь. стенок ТВС. то веда
ры. Однако следу каем повыше’"
"рева твэлов, мы ДОПУ .6ы 110следШ х- г0 способа днетанционировд.
К сокращению ером	,в тоГО цлнJ	ьку стоимость конструк.
Сравнивая	констатировать, что	т1Ц.1ТеЛ11НОСТИ U3row
Н11Я твэлов. ПР'^ J B условиях жестких
Д°оовоточной навивкой. К тому
пни ТВС. с Реи,етяа^п(0Чт,пелен вариант с пр ;шсткам,- при большой глу.
лення) высока, пред п экСплуаташш ТВС Р чмож |ЫХ в этомслу-
w «	^дХзь«»-"'яс“Ь‘^её5 н =•»
«„не .ыгорат.  ;« .„„„о.,,,Руем“Х''Р°“(
барьером для гид.
нае малорероятных мемгф	„отс,„ 0Ц11ая
рн„. ДеГетвнтеяьно. Р™ „„„ого топлива, ТОМ	, к0
Г. ДЛИНА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ
Полная длина сборки складывается из длин актив»	участков
верхней и нижней зон воспроизводства, газовой полосг товикоа
Размер газовой полости диктуется условиями, рассмотри t нес Гео-
метрия торцевых зон воспроизводства определяется в пен гр-  нзнческкх
расчетах.
Длина активной части не следует из какого-либо един иттрия. а
скорее зависит от учета различных факторов, в том числе с да давле-
ния и подогрева теплоносителя, натриевого пустотного ко*}.*} ITJHT п.
Ье значение уточняется также исходя из ограничений, пак - ;ых .чата-
”"Xnn^0” мощпос™ н лийейно$ тепловой нагрузки, а так и имметрн
энергораспределения.
части сбо^	возрастают с увеличена топливной
зоны т. еРсдетат1 птипУЯСНЯСТСЯ стремле,|,1е уменьшить высоту активной
было’показано в гт fi ‘‘1еДпе высоти к Л1|а,,(етР> & меньше единицы. Ках
кого натриевого пт-гтотиг гл ЧеН,-!к1ТеЧК11 всдет к Уменьшению положитель-
уменьшение H,D т е прпАУлК°^1Ш,!ента Реактив,,ости Существенное
й ведет к росту утечки %'пчпГК днс.к°2?азно» активной жл t как раз
модульной конструкции и к гстЛ™" эффект возникает при переходе к
•менных пРоектахРгомогенныхе~Е^р ццсотз я ВаРНа,ГТ^ гл 2 11 6) В С0ВР*'
примерно 1 м.	высота активной зоны выбирается равной
на рис. 8сборки БР показан
ные по окружности в нижнем \воД/ через вх°лные отверстия расположен-
сборки. Такая конструкция многой • ’ 80 входной объем и далее внутрь
возможной закупорки. Далее t(eDP, входа пРеДохраняет сборку от
чеиное для начальной регулировки пЯ^СеЛИрующес Устройство предками-
У паег в твэльную часть сборки Как в °Да 11 давлен,,я. теп лот китель по
“ ' юи“ам» вхадят „ ф„“Х “ “ ₽“СУ''Ка- ТВЭ 'Ы <ВМ,М"
0бычпоВ^еЧеН,1е Всего вРеменчэкспл\'ат-„ш"ВхКМЦ"й «етомпжиость л.чкз
™ычко остаются свободными. tShS“”C6°PKH’ ВеР'»^ концы твэлов
торцевой . °К Газов0” полости (если т дь ,1рох°Дит вдоль п\чка твэлов.
ХГодстТ' В°СПро?зв^тва актяв”,Г"°вая	внизу), нижней
। верхней газовой поюсти inn НЫ’ BepxHeii торцевой зоны вое-
^°сти (при ее наличии вверху), и поступа-
8 5. Другие сборни
215
Риг Я 19 Общий вид типичной тепловыделяющей сборки реактора БИ (общая длина
3.7 м. размер «под ключ» 0J2 м):
/ ивжшм! **	-»М •* tt’tHMr •- -vctm; 3- лн<*г«|щноин||уюшис ныступы; .7  чехол; I внут-
реннее устроит* ' ) ’k w 1 иг<втелн; Л— \члгтснс МЩИТм; 6 —пучок тюло»: 7-* устройство
ДЛЯ ЭЙХВйТя
ет в верхний объем. Оттуда черед выходные отверстия, расположенные ниже
каконечни। , теплоноситель выходит наружу. Верхний хвостовик с нако-
нечником оборудован ycipoiicTBoM для захвата сборки при работе перегру-
зочного мсхяни ма. На рис. 8 19 покатана типичная конструкция сборки
реактора БН вп время как существуют различные се модификации. На-
пример, в реакторе I I TI вместо торцевых зон воспроизводства размещены
отражатели, я теплоноситель выходит и i сборки через верхнее окно, проходя
через инструментальные каналы, прежде чем попасть в верхний коллектор-
ный объем.
8.5. ДРУГИЕ СБОРКИ
Активная зона ЬР содержит также сборки боковой зоны воспроизводст-
ва. регулирующих стержней и защиты. Ниже обсуждаются основные осо-
бенности их конструкций. Более полное рассмотрение содержится в 125).
А СБОРКИ ЗОНЫ ВОСПРОИЗВОДСТВА
Основное назначение сборок воспроизводства, как следует из названия,
заключается в превращении сырьевого материала (обедненного урана) в де-
лящийся материал посредством реакции захвата, ( борки зон воспроизводст-
ва располагаются вокруг активной зоны и выполняют вспомогательную
функцию защиты внешней конструкции реактора. Но внешнему виду они
вполне подобны тепловыделяющим сборкам активной зоны. Тс и другие
имеют гексагональную форму и примерно одинаковую длину, часто выпол-
нены из одинакового конструкционного материала. В сборках зоны воспро-
изводства обычно предусмотрена некоторая полость для сбора газообра шых
продуктов деления, поскольку небольшая часть делений происходит также
в зонах воспроизводства
Существенное отличие сборок зоны воспроиводства от сборок активной
зоны заключается в низкой плотности энерговыделення (из-за низкого обо-
твэла и сборки
Рис. 8.20. Типичная
конструкция регулирующей сборки пэдов релкгора БН
а — поглощающий элемент; б - поглощающая части сборке а - общий из сбоевн	ммва
” выдал йггя-%XSS  "tS
отверстие
= Ип«ПОТ0И.нейтронов)*. Поэтому диаметр твэлов может быть
лах активной зоны' ’Гетл?3” тепловая нагрузка не будет выше. чем в твэ-
лызоны BocnnoiBBnncTRi га°СТЬ нзготов-1ения снижается. Пл практике твэ-
(примерно в 2 раза), чем TraSS™.-	ниметрои
ЭТОГО их ч,.с.,оРв еоорие	8 '•
эываю^?бмТХк^а“ЖоВМЫ “сборках 30вы «х-про-иводепи о»-
активной зоной ™ вХпкт Е',!"'?11''	' Р’«»“ с
зываются в условиях сильного градиентГ^ ГетеРогенном варианте), ока-
--- —	Р лента энергораенределения. (сочетание
Сборки внутренней зоны пптЛ
дег мЬаСчЯи? большом П01оке «ейтрсноГодна^пл8 гетеР0Геино« варианте могут на-
значительно ниже, чем в с^рках ” а0Т1,ость 5“<фгоВыделеиия в них бу-
«ихеннон активной зоны.
8.5. Другие сборки
217
жесткости конструкции и температурного перепада в сборке приводит к
сильному механическому взаимодействию между твэлами и соответственно
между пучком твэлов и чехлом сборки. В этой связи проблема прочности
встает особенно остро. Следует отметить, что в сборках с сырьевым материа-
лом. расположен пых в активной зоне (в гетерогенном варианте), температур-
ные градиенты нс столь велики. как в сборках боковой зоны воспроизводст-
ва. Зато обнаруживается влпяние быстрых изменений мощности и температу-
ры в процессе нормальной работы реактора. Поэтому срок службы этих
сборок может оказаться сокращенным в большей степени из-за действия
переходных процессов, чем длительного стационарного облучения.
Б СБОРКИ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ
Органы р< \ .пронация выполняют три основные функции* 1) компен-
сацию рсакти ч н в и ченне цикла; 2) пуск и остановку реактора в нор-
мальных условиях; 3) аварийное глушение.
Органы регулирования обычно содержат карбид бора В>С (см, гл. II),
хотя могут мег.*i. bjoB.iThoi и другие материалы. Бор является сильным по-
глотителем ш р юв ш счет реакции " В (п. а), в которой идет выделение
энергии и об| }<”ся гагиюбрл niujr гелий. 11о этой причине требуется ох-
лаждение бо| ых тержнеи и необходимо предусматривать газовую полость
для сбора 1слня. чтобы уменьшить давление.
Поглощающий элемент (пэл) состоит из таблеток поглотителя, заключен-
ных в стальную трубку, как показано на рис. 8,20. Диаметр оболочки нэла
Рис Я 21. Ралняциоинэя защита корпус* бака п GRBRP
/-опорная конструкция, 2 кктялиая вона; Э рогулнрумицая сборка; 4 wucimi бтиш.нг»
Крепления активной юны; 5 —СбоЦМ бмароА КИНИ хкмрсиию Aetna; f> подаижл л ищнп»ц
сборка. 7 — стадионаркая защита. я обечайка актшшоА мжи; 9 реамт<^ныА бак. 10 м».
подан* пой защитной сборки; И нщтииг стгржнн
Глава 8. Конструкции
твэла и сборки
8.6 Поведение совокупности сборок
219
218
лпства (пример»0 в 2 раза боль-
		тпЧ-,а ЗОНЫ воспроизвад обь1ЧНом гексагональна
а,„1М с диаметром твЭ‘™чоНЬ1). Пучок налов .. дв0)-,ц0ц стенкой. Biiv.
sss--------------мсму т~
которых констр) способстви
* «•*"’*'* 
1	•
в. СБОРКИ ЗАЩИТЫ
Во всех конструкциях БР вокруг боковой зоны воспр эводства р^.
мешаются сборки зашиты. Их цель — защитить реакторный ( к и оборудо.
ванне от нейтронного и у-лзлучений. На рис. 8.21 показан общий вид ззщ1гг.
ных сборок на примере проекта CRBRP. Они продолжают ге <гональну)о
структуру заполнения реакторного объема и служат буфе;  м при передд.
че усилий между активной зоной и системой ее крепления. Ai  гичные под
вижные сборки защиты используются в БР бакового тип и тогда ого
имеют большую длину. Это связано с необходимостью защит г	рия в
туре промежуточного теплообменника, расположенного утри 6ju
(см. рис. 12.6).
В БР обычно имеются защитные сборки двух типов	квгмые н
неподвижные. Как следует из названия, извлекаемые сборки изменять
ся с течением времени, тогда как неподвижные рассчитаны ,1Я жизни
реактора. Они расположены в последних рядах, где флюен нмальпыЛ
К этому вопросу мы вернемся в § 12.4.
8.6. ПОВЕДЕНИЕ СОВОКУПНОСТИ СБОРОК
Мы рассмотрели поведение и основные конструкшюннг	Ценности
отдельного твэла и отдельной сборки. Теперь рассмотрим	(ектнвна
взаимодействие сборок, которое при работе реактора пр я в. гея в ряде
эффектов в активной зоне и зоне воспроизводства, а также i органах регули-
рования и защиты. Важную роль при этом играют распу ханш и искривление
сборок. Обсуждая в § 8.4 конструкцию ТВС. мы намерен» не касались
вопроса о распухании материала чехла сборки. Теперь это я л ипе мы об-
судим в более общем аспекте. В частности, оно диктует необходимость спе-
циального крепления активной зоны.
твэлов. Может оказаться
iGT С?ем.я жиз«и активной зоны,
направлениях* Чп° 4exoj Распухает в ак-
<*нс и температур 1 ’Г этн эффекты в обоих
а актнлип’й о/•J^пример, уменьшение удли-
„.„^Ус-ювлено падением флю*
е. также с отРажзтеля связаны с у W-
..,ЛЫшеннеч флюенса. хотя поток

таб между вертикаль-
-* — **
А. РАСПУХАНИЕ ЧЕХЛА
Материал чехла заметно распухает при облучении в силу того
ханизма, который вызывает распухание оболочек твэлов Может 0KasaTbfj
что именно распухание чехла, а не целостность отдельных твэлов явн
основным фактором, ограничивающим время жизни активной зоны
Рисунки 8.22 и 8.23 иллюстрируют тот факт, что чехо.
спальном и радиальном направ”«1'1"”' ,о''
случаях ответственны флюенс и гемперату]
нения по мере удаления от центра активной
енса. Пики на границах зоны воспроизводства и
личением времени облучения (т. -	_______ флюенса. хотя пив£
нейтронов там спадает). Рисунок 8.23 свидетельствует о значительно*
фекте распухания в радиальном направлении. Масштаб между вертина- ь'
ными линиями выбран равным 1,3 мм из тех соображений, что такой за^°Р
Рис. 8.22 У лнисш стенок чехла ио in
распухания п эавискиостн от положе
|||[Ц сборки При I I "М;Щ.|ЛЬИ(*М ироМСЦИ
я 2 ГОЛ4 в •1пт*,1 R • • ! Я -	। ЗДко.
soil л<же восярожп вепм; в - 30 Л. т а отрд*
миг*ле pi|_
Рис. 8.23, Расширение чехла из ш рас*
нухаиня в заинспмости от положения
сборки при ее номинальном прсмспн
ЖИЗНИ.’
! — ИКГПШ1Лii 1ОНЛ* 1 Лпкпппч ЮПП поспро-
HiaoacTPir. Л (ггрлжлтеяь Iрасстояние меж-
ду 1И*рН1КЛ.|Ь1|ЫМН Л11НЖ1МИ 0,13 см)
между сбор к । *н бы. бы д<м. та точен для работы со сборками при отсутствии
распухания. Нпб ю.гтемос расширение в реальных условиях вынуждает
увеличивать н. мьныП за и>р вплоть до 7 мм. В противном случае возника-
ет опасшкть так пшнвання облученных сборок и нарушения работы органов
регулирования, п -явятся проблемы в перегрузке, которая в реакторах 1>Н
н без того затру лена тем, чю сборки погружены в непрозрачный натрий.
Т(блпКа 8 2. Вшможнмс конструкционные изменения,
учитмплющнс распухание чехлоп
Н	|	Лос.кисшия
Увеличение зазоров
Сннжгниг «ИгрПгВМр iGOTKII
Уменьшен не -температуры ив выходе
И »ВЛ« Ч< НН' сборок ДЛИ ВЫСОКИт< мпгрв
тарного отжига
Плотное расположение сборок
У совершенствование	коист руки нон ион >
И’Тс риала
Уменьшение коэффициента носпрои<аод» г-
Ии, увеличение грузки
Уаорожаиж khuhbipho цикла
Уменынсниг КПД тсплоНпго прсобрй юн ь
НИН
I кобХОДНМОСГЬ гласных сборок
Необходим ОС 111 ИН1КОЙ Т‘ МПСрйТурМ при
пгрс(-ру'1К(?
Необходимость Ь'1.1ЬН» Г1111|1Х НГСЛГ ЮВлПНЙ
Дополнительные допуски на распухание приводит к возрасшиню на-
грузки делящегося матери.иа и уменьшению кол)х|ишнс1па воспроизводст-
ва. Этим объясняется большое внимание, уделяемое проблеме распухания
В табл. 8.2 перечисляются возможные мероприятия, связанные с ее реше-
нием.
Б ИСКРИВЛЕНИЕ СБОРОК
Кроме чистого эс^фекта объемного однородного распухания ичщюкя
другие эффекты, действующие одновременно п приводящие к; дщшчi i гель
НЫМ силам и соответственно к дс<|юрмация« стенок *,еХ '‘‘-	'’и	
стности, относятся температурное расширение, ра о а о .« у
Глава 8. Конструкции твэла и сборки
220
„ алл Искривление сборок при
....... У|,О8"“ “
ИА * высоте
х , «.-.I Ликекропаны. реактор работает
/ — сборы Ф — сборки не фиксирова-
на мо1ЦН.Л. Гь итлсппя; / — эффект тем-
ны. *п«Л напряжений: ? -эффект рас-
перэпр”1 • со1;ясстныА эффект темпера-
нопр^жсниЛ и рленухянна.
ТУРиы* а Эффект теплоиоЛ по.иунести
соимс.ткыЛ ЭФЧ |>оС11)КаНцЯ
механическое взаимодействие соседних сборок. Совок} ппость шикающих
™ Хам при №™чт »•’..............«* “сгемй *“ксац"" «»*•>•
порождает коллективное искривление сОорок. Предсказать точную форму
искривления весьма трудно из-за большого числа денствуюшлх |мкторов.
Дтя анализа этого явления были разработаны сложные » ня расче-
та. такие как CRAS1B [281, AXICRP (291, BOW-V 130]. В Р. чл.-.х необхо-
днмо учитывать конкретные индивидуальные особенности	реакто-
ра.
На рис. 8.24 [26] показаны линии искривления, рассчит.н ые по про-
грамме CRASIB. Они качественно характеризуют коллектт •ведение
сборок при различных условиях их фиксации (на трех уровн > высоте -
в основании, в верхней части активной зоны и в верхней ч тн сборок)
Показаны следующие варианты. Учет температурного расширения (а).
Учет радиационного распухания (б) (наблюдается остаточн ргкт при
сбросе мощности и снятии фиксации). Результирующий эффсг.» емпоратур-
ного расширения и радиационного распухания (в). В этом случае возникает
более сложная форма искривления, что порождает сильные напряжения
изгиба в стенках чехла. Однако они частично снимаются за счет радиацион-
ной ползучести, которая дополнительно учтена в варианте .) Большая
роль радиационной ползучести в коллективном поведении сборок видна нз
сравнения вариантов (в) и (г) для условий сброса мощности и снятия фикса-
ции. Эффект ползучести привел к изменению величины и направления ре-
зультирующей деформации, что подтверждает сложность общей картины
поведения сборок в реакторе.
гпв[!0*’,,М0 лроблемЬ1 предсказания долговременных эффектов искривления
следует иметь в виду возможность положительного мощностного1 эффекта
Згсчет де*°р'и“""	л’»oue.^U-
причин поивотяш *КТЗ необходим подробный анализ и выявление всех
причин, приводящих к искривлению сборок.
в. КРЕПЛЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
в	,необходимость, во-первых, допуска на распухание
кривтение (из-за DacnvxautH' ВО’ВТО1)ЫХ’ крепления, ограничивающего нс-
»	я», »1Жк” '^Хчив’атьГ0 г₽ад“"'’а) Снстема
“ :
I У их Управляющих факторов.
8.6. Поведение совокупности сборок
221
предсказуемое и стабильное механическое противодействие реакции ак-
тивной зоны на мощностные и радиационные условия (в стационарных и
переходи ы х режимах);
доступ к верхней части сборок для дистанционной работы перегрузочного
механизма;
зазор между сборками в условиях перегрузки, с тем чтобы сила трения
при перемещении сборок находилась в допустимых пределах.
Оптимальное конструкционное решение этой задачи затрудняется неопре-
деленностями в радиационных свойствах конструкционных материалов и в
оценках флюенса и температурных условий. Поэтому возможно несколько
вариантов системы крепления, так или иначе решающих проблему искрив-
ления сборок. В ранних проектах принималась активная система, при ко-
торой круговой бандаж мог перемещаться для регулировки радиальных уси-
лий по мере шобХ'Днмостп. Однако в разработках коммерческих БР пред
почтение было отдано пассивным системам крепления. Они нс требуют до-
полнительных гидравлических и других устройств внутри реактора. Ниже
кратко рассматриваются три возможных варианта пассивной системы |25|.
Крепление шестерок ГВС. Рисунок 8.251251 иллюстрирует вариант креп-
ления ТВС шестерками вокруг сборки поглощающих элементов (органа
СУЗ) в реакторе PCR. Идея состоит в следующем. Тепловыделяющие сбор-
ки снабжены поперечными выступами, расположенными па уровне нижней
границы нижнею торцевого экрана. Каждая из шести сборок упирается
этими вы< тунами в наружную поверхность неподвижною чехла органа СУЗ.
Нижняя часть сборки снабжена специальным устройством (по тину торси-
онной пружины), которое а рабочем положении создает прижимное усилие,
фиксирующее каждую сборку. Таким образом, неопределенности расположе-
ния сборок распространяется не на всю
активную зону. а тока пиуется в груп-
пе шести ТВС Недостатки этого ва-
рианта выявляются при рассмотрении
требований сейсмической стойкости.
Кроме того, происходит ухудшение ха-
рактеристик воспроизводства.
Свободно стоящие сборки. На рисун-
ке 8.2б 1251 показан вариант установки
ТВС, когда скреплены только их ниж-
ние хвостовики. До вывода реактора на
мощность сборки расположены верти-
кально и отделены друг от друга листан-
ционирующимн выступами на несколь-
ких уровнях ио высоте активной зоны.
При работе реактора сборки имеют воз-
можность свободно н и нбаться и разва-
ливаться «веером» к периферии до упора
в защитные сборки. Последние играют
роль амортизатора ЗЧот вариант исполь-
зовался в конструкциях реакторов
«Рас поди я», «Феникс» и I.BR-2 ввиду
его простоты. Однако не ясно, .можно
ли его применить в реакторах с боль-
шой активной зоной и большим флюен-
сом.
Рис. К.25 Крепление |ВС (25] (пи
6 ги г)
/ кош’Трумп им и»ружН'’П» че%Лм орган*
рсгули]м.1мн11и. 2 папнргчиыА
мл чгхлг IИС, 3 участки тори >ы < « и
ШКПрО1ПИ<»Л< ТП4 < участок «мгноноА ...
пы, 5 ьдеэлной фильтр, (. ормжилмоо
устройство. 7 отверстие
Г„...«. «»=₽»«»“”
Ркс. 8.26. Активная зона
со свободно стоящими
ТВС (25] при работе
реактора на мощности
(о) при остановке (а):
/ — опорная конструкция-
2 —сборки боковой защиты*
играющие роль прчжикы*
j — деформируемы-- nnnpj
речные выступы, ^участок
лктилиоА эпны
Рис 8 2? Фиксация сбо
рок ДЛЯ | НU H-НИЯ Их
изгиба |2л| пря работе
реактора на мощности
(а) п при остановке (б>:
/ - oaoptm	к<жстружцМ1.
’ — обсчяК • форшфужь
тл« вктиввую эофп 4- во»
ПгреЧЯЫ	МЛ Я I.
лах ТВС (мм лктижнвВ •*•
мы); 4 уч сток актамоИ
юим
Фиксация сборок для ограничения их изгиба. Рисунок «27 и постри-
рует принцип фиксации сборок, противодейств\ ющеи их искривлению в
условиях работы реактора. Фиксация достигается с помощью тистанцнони-
JZZZ:fcm°B) Г ТреХ УРОваях "° высоте с^ркГА местах
соответствует кпптии/^л *' нажнеи частях и над активной зоной Эго
кого SeHT пРп ’а^530бражен»0» на рнс. 8.24 В результате температур-
зоны к периферии Данныйena„KTOpa сбоРКи выгибаются на участке активной
перепек™,>ым для де-
по для окоотателыяк яыюда/о™ pwateS^T’'1'0 0,1ЫТ'' ,,ед<хта”Т
лемы радиационного распухания н So? Я В Це'‘1ях Реп|ення "Р06*
FFTF и CRBRP. Р 1Я ’ Полз>чести и был принят в проектах
Я l к	ЗАДАЧИ
8 I . Вычислить длину газовой полости I	d
будет равным 8 МПа при Э! п п* Li>< »Ри которой давление РР
к. Линейная,еяДя^Х^^ЮМВт.п-т кг „ температуре
Р) зка в пеРиод облучения равна 33 кВт'м.
9.1. Вводные замечания
223
Высота активной зоны Lf составляет 1 м. ('мешанное топливо UOa
РиО» имеет теоретическую плотность 11 г см:| н размазанную ii.ioiпосты
85 % теоретической. Выход газообразных продуктов деления принять
равных! 0.27, коз1|к|)ициенты Лг = 0,4, /1„ = 0,6.
8.2. Рассчитать кумулятивную функцию повреждаемости для стационарных
условий работы на полной мощности в течение 800 сут.
Дополнительная информация следующая.
Оболочка испытывает только газовое давление.
Расчет выполняется с временным шагом 200 сут, па каждом шаге
используется свое среднее давление газа.
Значения средних давлений следующие:
О 200 CVT.............................................I	МПа
200 400	сут....................................... 3	МПа
400- 800	сут........................................5	Ml 1а
600—800	сут .	 7	МПа
♦*
Давление теплоносителя 0,4 МПа.
Температура оболочки 800 К.
Лоток‘1’(£> 0,1 МэВ) 2-10’4 иейгр (см’-с).
Ридгу оболочки К 3,5 мм.
Толщина оболочки w 0,4 мм.
Время до разрушения определяется по формуле для параметра
Дорна (8.20).
Вычислить 1 М •/ для » 7 МПа при температуре ООО К Срав
нить ре у ьтат с предыдущим для Т 800 К и сделать комментарии.
8.3.а) При и грузке оболочки давленном топлива необходимо использовать
метод расчета толстостенного цилиндра, а при нагрузке газовым давле-
нием таюн необходимости нет. Почему?
б) Каково па качение соотношений текучести Прандтля Рейса?
в) Iйшеннте уравнение 'равновесия» (8.63), используемое в прог рам-
ме Llf Е.
Глава 9
ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ТВЭЛА
9.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
При конструировании ЬР приходится одновременно обращаться к мето-
дам механических и тенлогидравлических расчетов. Первые частично рас
смотрены в гл. 8 и обсуждаются далее в гл. 12. Теплогндравлнческнм .мето-
дам посвящены гл. 9 и 10. В настоящей главе рассматриваются температур-
ные поля внутри твэлов, в следующей главе будет сделано обобщение на
сборку и на всю зону.
Существует несколько подходов к теплогндравлнческому анализу. Мож
но начинать с рассмотрения входящего потока теплоносителя л температур
пых условии в зависимости от высоты, затем перейти к определению ради
ального распределения температуры в направлении от поверхности к цент-
ру. Такая схема используется в большинстве тенлогидравлических расчетов,
в частности в гл. Ю на ее основе мы будем оценивать факторы першреба
Однако в данной главе из соображений большей наглядности мы начнем с
температурного распределения в топливе и лишь затем перейдем к харвкте-
224
че.ие	------
9 Тепл°Фи3*______"
^--^''^^^.чправлспин. При таком под^
.гипальном ’taXllpaB.ieuiiH уменьшения Тем.
,яМ теплоносителя ДР^с!111е тепла в •« । теп;1О11Ь1х барьеров,
ристинам те	ь распростру • п1ЧН„ нескольк состОЯ1П1СМ тв,.та. Переход,
требуется оадиента при «• ст1,щюнарчы- нНТерсс (изменения мот.
«да:	V'" ’UIW?'1
Зд пи в твэле также "В ,,епеходные	1|еобх->днмо более тща.
"ве ЯЙЙ* ai *’«**',«*тI'”>₽»*- cS-
данарна»ГМ»И» P“S”K матерно-*» пг» »	,иыч свойствам
,,'p‘U-H-v-**» к ж»
К,IM металлам (ГФ 9.’ б)10е изложен^1 проектир<т । кя P™MOjw>
отнесены к гл. П-	|1Х примените Л ^)И.1Да и V ™ Теплофи-
111 *
знческнй анализ жидко.
lib
9.2. ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ ТОПЛИВА И ОБОЛОЧКИ
А. РАДИАЛЬНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ В ТС ИВЕ
Стационарное температурное распределение в топ л и	сердечна
с внутренними источниками тепловыделения получается и . внеиия те
лопереноса, которое можно вывести из схемы, представлен! на рис 91
Рис. 9.1. Цилиндриче-
ская геометрия для вы-
вода уравнения тепло-
переноса
Предполагается однородность нст< инков тепловы-
деления (т. е. отсутствие простри тш-нноЛ само-
экранировки нейтронного поток)
Пренебрегая распространением т- . ;л в аксиаль-
ном направлении**, одномерное уравнение тепло-
вого баланса для цнлнндрнческ- i слоя dr м
единицу длины цилиндра запишем виде
_2.v* £- + Q 2nrd'
rk*L _L
dr dr
К /
где Т — температура, С; k — коэффициент теплопроводности. Вт (М-'О:
Q — плотность тепловыделения, Вт №.
После упрощающих преобразований получим
г—j+Q o.	(9 1
^.пР°В0Д|10стн остается под знаком про-
г'“~::7 от температуры и. следователь»
f
Подчеркнем, что коэффициент теп
j/VI
изводной, поскольку он сильно зависит
от радиуса.
* Это условие хорошо выполняется в быстрых реакторах Прос раисТ>еНВ Л не-
однородность источников тепловыделения тем не менее может повлият ь на я*-1еВЖ
рестройки топлива.
Это приближение в большинстве случаев оказывается справедлива^*
к\ радиальный температурный градиент гораздо больше аксиального
9.2. Теплофизические
расчеты топлива и оболочки
225
Для решения полученного уравнения необходимо задать граничные ус-
ловия:
I ) — =0 при г 0;
dr	'
2) Т Т, при r = Rh
где Ri — наружный радиус топливного сердечника;
поверхности топливного сердечника.
Посте интегрировании уравнения (9J) имеем:
Т, — температура па
Из первого граничного условия следует, что Ct = С). Из второго гранично-
го условия получается выражение
т»	i<i
[ Ы7Ч-— ( rdr 0.
т. 2 J
или после псрсстзнодкп пределов интегрирования
• «г*.
г in
С kdT ^-(R/ г9).	(9.2)
J	1
Отсюда можно вычислить температуру топлива в любой точке г, если из-
вестны тс’ гн рагу ра на поверхности и ю>ж|х|)цциепт теплопроводности как
функция температуры*. В частности, температура в центре сердечника
Г,,, можхт быть получена hi условия
j A4/7'«_J_.	(9.3)
Теперь можно определить линейную тепловую нагрузку •/,. которая свя-
зана с нлотн огню тепловыделения Q следующим образом:
X QnRf-	<9.4,
Из (9.3) и (9 4) получаем
X 4л j kdT.	(9.5j
Будем пользоваться снстемон единиц (.И. выражая х в кВт м. хотя ве-
личину •/ часто выражают в Вт см (в американской литературе встречается
также кВт фут) Значения /.для быстрых реакторов приведены в табл. Н I.
Чтобы оценить величину 1 МТ, нужно иметь аналитическую зависи-
мость коэффициента теплопроводности k от температуры. Кривая k (Г) для
Т(П
’ Уравнение (9 2) можно также получить, введя величину 0 - JkdT, так что
(<м. задачу 9 2) Тогда уравнение (9.1) приобретает вид	HQ.
и его решением будет Q (П — 4- Qrs + l[i г
8
Зек. (29
226
Глаза 9. Теплофизнческие характеристики твэла
смешанного оксидного топлива (80 % U 20 .<> 1 и) показ.пм ))а pt|C
12]. Она соответствует плотности 95 % теоретической (при отношении
атомов кислорода и металла О/М — 2) и аппроксимируется выражением ’
4 =(0,042 + 2,71-КНО-Ч б.910->‘Г.	(Н
где k — коэффициент теплопроводности, Вт (м - К); Т — температур;, к
Плотность 95 % теоретической была выбрана потом). что она яадяет^
типичной для быстрых реакторов-размножителей с пористым оксидным топти
вом. Напомним, что пористость определяется объемной долей пустоты в то*'
9-2. Зависимость теплопровод-
Рис.
' л Huj от температу-
ры [2]
ливе. Если пористость отличается
скои и пористость р:
w «й; д
»«™9А	tex.***»
<8o%u-mPu),	«м-
(961 и графика на рк,- и2 ‘
. •	 ' '| rf •
kp~k
1 - 2,5j>
0.675 ’


(97)
сти величины
— k —
0.875()+^->/'^WJ;l
шента теплопроводности пр, ^,Пе₽аТУРЫ’ Здесь *«( - значение коэффи-
моодь Iw c?eSj^	или пористо-
_____	ОКСИДН0Г0 ^плива с пл^РаР?“ . Т^я записи-
показана на рис. 9 3 Снлиаг,	яостЬю 95 +й теоретической
^^нооа сомала^Гм ^г”<'
« г	Которой бы Д " •*’
X”’sFF'=«	г-»-.»., k “w',a кр"ыя-т0 c к
np.AC0„ ;.“««« ла»»ые
r- w исходя из заданной
’9’6^’ ^Сли Действитель-
10-7Учена кривая, то с ее
Показывак)т чТА
«°Э?а“Таео
ся к О.Ч 9 2ла и М (стехнометрнче-
ичную зависимость k то
9.2. Теплофизические расчеты топлива и оболочки
227
помощью значение TCi найдем для заданной температуры 7\, представляя
интеграл в виде
rcu	Тщ.	т,
f А’ГР|</7« f kntdt — [ krtl dT.	(9.8)
^ref	'ref
Напротив, если задана поверхностная температура и температуря плав-
ления топлива, с помощью кривой можно найти линейную тепловую нагруз-
ку, при которой начнется и щвлеине в центре.
Пусть теперь действительное значение плотности топлива отличается от
использованного при построении графика; соответственно кож|х|)нццент теп-
лопроводности k отличается от А’гг/. Тогда интеграл \lidT можно приве-
сти к графическому умножением на отношение kfvllh, полученное с помо-
щью формул (9.7).
Задача для оксидного топлива усложняется явлением перестройки, при
котором происходит образование центральной полости (см. §8.2).
Б ЭФФЕКТЫ ПЕРЕСТРОЙКИ ТОПЛИВА
В металлическом, карбидном и нитридном топливе перестройки не про-
исходит и поэтому центральной полости не возникает*. Следовательно, ра-
диальное распределение температуры в них можно найти, пользуясь выве-
денными выше простыми выражениями. Перестройка смешанного оксид-
ного топлива и сопутствующее образование центральной полости ведет
к изменению его плотности, теплопроводности и плотности тепловыделения
в зонах столбчатых и равноосных зерен.
Рисунок 9.4 схематически отражает картину разреза твэла, изображен-
ную на рис 8 5 Модель для расчета температурного профиля в твэле пред-
полагает наличие трех зон. различающихся мик-
роструктурой. плотностью п теплопроводностью
топлива. В зонах столбчатых п равноосных зерен
произошло уменьшение пористости, т. е. ло-
кальное возрастание плотности. .Чиненная теп-
ловая нагрузка /. при этом не изменяется, по-
этому плотность тепловыделения в каждой зоне
может быть описана следующими формулами:
Рис. 9.4 Геометрия твэла
в модели, учитывающей пе
рестройку топлива
/ область гголбматия аерм;
2  область рмлмоосны* аергм:
3 область пачлЯЬипгн со* Н>«-
пня топим; V центрально*
полость
Q.
Qi
Qi
X	
nPf	•
X	Р1
лЛу	Рэ
X	р| •
л/?/	р*
(9 9)
где — плотность топлива в каждой зоне с
учетом перестройки топлива.
Теперь уравнение теплопроводности необ-
ходимо решить заново, зная значения Qt для
каждой зоны. Интегрирование функции должно проводиться соответствен-
но в пределах граничных значений температуры на поверхшнчи разде.1.1
зон. Помимо условия непрерывности температуры, необходимо нале-
Свойства этих видов топлива обсуждаются в гл. II.
228
Гл... В.
жить требование «ивк,.. нового потока ,.в rp«me «, между WpBof|
и второй зоной, т. с.
. /dr
dT
-Ue/ -Wp/t	(9-‘°>
НиЛоавмо также учесть взаимосвязь между рмпуевмк и о.11т,оСТЯ11
bbfZX в зовах / и 2 иераокачазь,.» we.,o ..«ь ,.а д„ „срестро(,
кв. Закон сохранения массы внутри области А2 требусг.
<9 II)
•Используя при решении уравнения теплопроводными (9.1) 1раничные ус,
ловил (9.10) и условие массового баланса (9.111, пол^чаг ! с ' гнс^иения. 3
которых температуры Го. ? ь ^211 относятся к j-1 см дм с гра шцами /?Q|
Я2 и RY
Зона 3 (неперестроенное топливо)
т.
f k3dT^=
J	4л
т
г s
Зона 2 (равноосные зерна)
г,
Рг \! /?г?Г,
R.
Rf
з
(9 12)
f k«dT= f-i- j
J	4 л )
' 2
Зона 1 (столбчатые зерна)
г.

R.
Ri
'2 1 и Г * • <9 |3>
( /e1d7’=/JL.'j/±i_WAy[|
i \ 4л Д Рз )\ rJ
7 1
Температуру в центре То можно определить, зная величину у и паи.зу.
ясь графиком рис. 9.3 и приведенным» выше формулам П^тедоХть-
ность действия следующая Сначата няВюи г Л
........ /а ,т	сначала найдем Тг. пользуясь рисунком н
------------------------------> неперестроенного топлива отличается
уравнением (9.12). Есть плотность
R
R„ ’
<9 14)
Г"к„9л Распределение теыперап
f «. сеР^ечннкс н, смешанного ок-
™^“Го топлива до и после пере-
СТР01ГЮ1 при следуют»* данных |3|:
-йяо VT«J’*,W *с г-**» с- '»-
Р|.£ ic-	влот*^'’-
win: / t теоретического
Рис 9.4)	п*Р*стро««я kw
них	* *Р«»**-АЛ* мчаль-
условий, штриховая - после о ере-
стро« Ви
ОТ Принятой При расчетр -
Как указывалось в §9.2. Дале? пн6' след>ет я®ресчитать величины
ния^д1?^ 9,1^’ Чтобы на8т11 величину т иЬ В0СП0льзУеися рисунком и
опр“ «^мую^Х^т^;^ ,онец* из рисунка и уравне-
' Р-Р Р«е»„, сад р„ 7! °
^РЖИтся в работе [3|.
?.2, Теплофизические расчеты топли&а и оболочки
229
На рис. 9.5 131 показано радиальное распределение температуры для
типичных условий смешанного оксидного топлива до и после перестройки.
Видно, что образование полости н рост коэффициента теплопроводности
в зоне перестройки сопровождается снижением максимальной температуры
примерно на -100 С, хотя линейная тепловая нагрузка остается прежней.
Следовательно, перестройка смешанного оксидного топлива отчасти компен-
сирует его недостаток, связанный с низкой начальной теплопроводностью.
Дальнейшее снижение температуры в центре происходит после закрытия
зазора между топливом и оболочкой.
В. ЗАЗОР МЕЖДУ ТОПЛИВОМ И ОБОЛОЧКОЙ
Выше была описана методика определения температуры в топливе ис-
ходя и i температуры па его поверхности. При полном рассмотрении явления
передачи тепла теплоносителю необходимо учесть зазор между топливом и
оболочкой, саму оболочку и пристеночный слой (пленку) теплоносителя,
которые и!рают роль тепловых барьеров. Из них наибольшее препятствие
для распространения теплового потока оказывает зазор между топливом и
оболочм-н, существующий в начальном состоянии. Перепад температуры в
зазоре бо. .те, чем в оболочкенв пленке теплоносителя, и остается таковым
даже поел контакта топлива с оболочкой.
Опыт свидетельствует о том. что этот контакт наступает вскоре после
облучения и з за теплового расширения, распухания и растрескивания.
В этот момент термическое сопротивление существенно уменьшается, что
ведет к заметному падению температуры в центре. Методы расчета зазора
G в зависимости от времени облучения обсуждались в $ 8.3.
Чтобы рас читать температурный перепад в зазоре Т,—Тг1, вводят про-
водимость зазора /р (аналогично коэффициенту теплоотдачи) посредством
соотношения
7. he2nRf(T.-Tcl).	(915)
Здесь Т температура на внутренней поверхности оболочки.
Существуют формулы для расчета как при открытом зазоре, гак п при
контакте топлива с оболочкой |41. Опп выводятся в рамках модели твэлов
быстрых реакторов, аналогичной модели твэлов тепловых реакторов |5|.
Погрешность в оценке проводимости зазора оказывается большой, потому
что экспериментальные данные по отношению к пей являются косвенными
и зависят от усредненных значений у и [ МТ.
При открытом за юре те.илопередача в нем происходит <а счел теплопро-
водности, излучения и конвекции. Однако поверхностная температура ред
ко достигает столь больших шачепий, когда роль излучения становится су-
щественной Конвекционные потоки также оказываются недостаточными
для обеспечения теплопередачи. Последняя почти целиком обусловлена теп-
лопроводностью газа, заполняющего зазор. Поэтому проводимость открын»
го зазора можно приближенно выразить через ко->|хрициент теплопровод-
ности газовой смеси и зазор G, мм;
h я (откр/ ~ k„jG.	(9 16)
В более точном выражении для проводимости открытого шзора учиты-
вается неровность поверхностей топлива и оболочки (рис. 9.6. ы) *>го дела-
ется с помощью экстраполяционных поправок в величине ы юра Глубина
неровности 6 как для топлива, так и для оболочки, по ра шым оценкам варь-
ируется в широких пределах: от 10“1 до 10 3 мм 141, что существенна
характеристики твэла
230
Глаза 9.Тепло^^^---------'----	—
-----------------	равного примерно 0,1 мм. Эк-
лгп зазора В горячем твэ-е, н рыводяТСЯ на основе опре.
меньше начального з. I	величине> зазоя молекул газа меж-
страполяиионные по равн те1|лообмене за счет дв	р(ц. у ;
Деленных представ-пеш.^ С(юсо6 иХ one. ни *
экстр аполяционные поправ-
» большие значения |5|.
личины составляют
Рис. 9.6. Неровности границ между топли-
вом и оболочкой при открытом зазоре (а)
п закрытом (б);
1 — топливо: 2 — оболочка
Рис. 9.7. Температурный профиль в si-
зоре для расчета экстрлтг хинонных по-
правок-
/ - топливо; 2 — >s>op J оболе*ма
КО
а конец»
Можно сделать вывод, что п.х влияние невелико. Более точи я. чем (9.16),
формула для проводимости зазора, в которой учитывается пер сть по-
верхности с помощью экстраполяционных поправок, имеет сл<  i днй вид-
^-•гтйй.^ы • <М
Следует отметить, что коэффициент теплопроводности га н и по
мере выгорания быстро падает из-за накопления ксенона и крш тона у ко-
торых теплопроводность значительно ниже, чем у наполняю^ го i i В ка-
честве последнего обычно используется гелий. Однако по мер. х ве тнчення
да&тения газа начинает проявляться компенсирующий эйЕт X
*Х"то„™а°с"РХадЮП'' "Ма ............'. |!Х
контакт топлива с оболочкой приводит к усилению этого о. а
pobX’ZZoS? (А,етр„3сна9в"5 пв±0""с” ра"нь‘ч ">™«- "«•
представлять i апде Хы дах чты „» l??J'“0CT'’ мзора тс"срь
тактом поверхностей тпугой —т₽ ‘°В' °Д ,Н из КОТоРых обусловлен кин-
порцмонален контактеому давлению Ь”, Гай_' |е1”ый Ч-1енJlf?
ииенту теплопроводности’ коитлк-тнпг ’ М‘ * °'3) и эффективному киэффи-
лива ; оболочки. В то	^•10Я-	из матерналовтои*
твердости (параметру Майена) мяр ЗТН° пРопоРЦионален к эффициенту
глубине неровности, котора^ определяетс^ка^^”3'13 ” эФФективН0Й
вклад в проводимость за счет трпшп
ся’ &0Й-Таким обР«ом. прГводХ7Д"^И газа описывается преж-
” в “аде	рмолчмость закрытого зазора представляет-
(“кр)=WW--+———
У:’1
(9.1
9.2. Теплофизические расчеты топлива и оболочки
231
где С — эмпирическая константа; km =	----эффективный коэффн-
ппент теплопроводности; И — параметр Манера для менее твердого материа-
ла.
Пример расчета по приводимым выше формулам показывает плавный рост
эффективного коэффициента теплопередачи по мерс уменьшения зазора и
скачок в момент физического контакта (рис. 9.8). Далее опять происходит
рост, обусловленный контактным давлением, пока давление не станет рав-
ным предельному напряжению одного из материалов. Рисунок 9.9 [6) ил-
Рис 9К Зависимость аффсктнпно
го коэффициента теплоотдачи от
условий контакта топлива с обо-
.почкой:
а - гоч ж л длгпгжеимж предела текуч**
сги; б — икрыти* запоре
fl 0,50 1.00 1,50 2,00 2,50
Радиус, мм
Рис, 9 9. Влияние начального зазора в горячем
тюле на температурное распределение. Расчет
тш полней для начальных условий реактора FFTF
при мощности П5% номинальной для верхней
(/) и нижней (2) оценки зазора в центральной
точке активной эоны |6]:
л топ л нею; б обалочкл; а — звзор
люстрирует влияние зазора между топливом п оболочкой па радиальное рас-
пределение температуры. Расхождение двух кривых дли минимального и
максимального значений зазора характер!! «уст неопределенность подобных
расчетов. В данном случае расчет проводился для наиболее горячего твэла
реактора I FT Г (осевая точка в средней плоскости активной зоны) в начале
цикла. Для большею зазора получается больший перепад температуры.
Разница в 280 С. в перепадах температуры на зазоре примерно сохраняется
и в радиальных зависимостях, вплоть до центра твэла. К вопросу о влиянии
зазора на теплофнзические характеристики твэла мы еще вернемся.
г. температурный перепад в оболочке
Температурный перепад на толщине оболочки сравнительно мал. Раз-
ность температур Тн — Тс<> на внутренней и внешней поверхностях можно
определить из закона Фурье для теплового потока </:
, dr
q —•
4 с dr
Выразим dT dr через линейную тепловую нагрузку / исходя из связи
у® — /гс-2лг —.
А с dr
Главв 9. Теплофизические
232
««лючки можно считать постоянным
Коэффициент теплопровод!^ Оботочки приводит к формуле
тогда интегрирование по толшиш
т -Т =	(9.19)
1 ci 7 со 2л/гс ^с/
Rn nrpv пассуждсниях мы mi.iaгллн цтп
Следует сделать одну оговор1llltefii!vro тепловую нагрузку, пронсхо-
все тепловыделение, опред(.	• корректно, и в практических рас.
ЙКренне Около 14 % тевловы.^'
SSзон" Яусловлмо поглощением уцзлучешж топливом и ко,клрук.
шюн"""ш ХмоЛи. в частности материалом оболочек твзлов Нек.порое
количество энергии передается конструкционным матернално и натрию в
процессах упругого рассеяния нейтронов и за счет р-нзл}чення. В итоге
2—3 % общей энергия деления выделяется в оболочках твэлов v тепла.
Д. ИЗМЕРЕНИЯ ЛИНЕЙНОЙ ТЕПЛОВОЙ НАГРУЗКИ В НА Aj Е РА АВ 1( НИЯ
Основная задача теплофизического анализа — предупреди условия
расплавления топлива. Эту проблему мы подробно обсудим в § И .4 в связи
с предельными оценками параметров на основе факторов перс г ь з< А по-
ка полезно ознакомиться с экспериментальными данными, кд» ак ней рас-
плавления.
Выше было показано, что определение температуры в центр • этд в за-
висимости от линейной тепловой нагрузки — достаточно слои г р к’чет-
пая задача со множеством источников неопределеннехгтн. По крайне
желательно определить на опыте предельное значение лннсии л плевой
нагрузки х«. т. е. такое, при котором начинается расплавлена шва на
оси твэла. Это можно сделать при испытании твэлов в быстр зедова
тельском реакторе. Измерения величины Хт являются косвснм vh. авися-
щимн от многих факторов. Тем не менее они дают независимое t расчетов
свидетельство существования максимальной тепловой нагрузки, при кото-
рой начинается осевое расплавление.
Сформулированная экспериментальная задача была решена X нфорд-
TDn^H9l°PHTXlf (HEDL) 1/1 81 и в лабораториях фирмы *Дж< ерал Кек-
nCRBRp’	1НСЬ ТВЭЛЫ’ сконстРУираванные для реакторов I-TTF
>»» варьировали"“редели"отОГО1 даоТ™ т£Г ° Х"ТО’"‘"' соста"'
FFTF в пределах 55 4—57 7 гйт и°ВЗЯ ,,агрУзка варьировалась для твэлов
70,2 квт м. в ЭтиГ;;.1(Х;ях^Д;дея?эловСКВРР -«<*.&-
рузку, достаточную для осевого расплавле^’™ Ю ™ВУЮ наР
HEDL-p-20 изучались лредва-
МВт-сут/кг. Однако имелись и свеж?.!ерговыработка составляла 3.7 10.9
иены смесью (18 % Хе — 82 % Нр» Вз1ы Некоторые твэлы были нанол-
раз^ашевня9п^ газовому анализу А'1Я провеРК1! способа идентификации
ном^ни-’ Не вспытавшимн расплав1ения°б^(*)ТКИ (точк,<) экспериментов с
нз'рис 9 1ТТИ°8 СреД1,ей oueiiK^(aJO4Kii Pacno™*cHiJ в основ-
)• Синенная тепловая	пал°П!ЧНые точки приведены
соответствующих твэлов нс до-
9.2. 7сплофизические расчеты топлива и оболочки
233
Рис. 9 10. З.чниснмость линейной тепловой ня-
груши в начале рк п.иименин />гц 01 величины
эллорл в холодном состоянии ДЛИ СПС Ж ИХ
тв-мов релкторп I ЕТЕ (дпимстр 5.84 мм. тем
псратура обо 1 кн 570 *С. плотность табле
ток топлив.' 90.4 % теоретической, наполняю-
щий . » • чнстыП гелпй) [Й]
• ТЯЭЛМ	ЛП р*С11ЛЯ|Ы«-ПМГ ТОЛ*
ЛИЙ* (»» ДИВЧИТ / 1*4 О ТМЛЫ бгэ rt{HIJJl0Mul1
Р*€Г • >0Л-*М • « । КГ 1>1|НГ**-КТ М'Ч:	tn 114 6с I
прмн'авов р. • 1>».л ни i ( • к*нерп и» пт Р 20); сплош
НА* ’Р«»* г к.бич<ЧК>Я ЯП 11 роке* И К *101 я
Рве 9.11. Зависимость линейной теп-
.’юной нагрузки н начале распял иле
нин от величины ля юра в холод-
ном состоянии тля свежих твэлов
реактора ЕЕТЕ (наполняющий газ -
10 % Хе 90 % Не. остальные лая-
ние см на рис. 9.10). Сплошная кри-
вая кубическая яппроксимпиня
1кснгриме)|талы1ых точек |8] Пока-
заны также две чкеперн1ментальные
точки при составе иннолияющего ra-
in 18 % \е 82 % Не
стигала значения у<т Напротив, точки, относящиеся к твэлам с расплав-
лением топлива из отдел.ных пикрильных участках, расположены в основ-
ном выше средней линии на рис. 9.10. Две такие точки показаны также па
рис. 9.11. Результаты. полученные при условии расплавления топлива,
дают более т< чную опенку Верхняя и нижняя штриховые линии на
рис. 9.10 и 9.11 очерчивают 95%-ныв доверительный интервал опенки.
В результате обработки экспериментальных данных для твэлов реакто-
ров 11 TI и ( RBRP . в которых лаполяяюшим газом служил чистый гелий,
была получена следующая корреляционная (|юрмула для %„>, кВт м |8|
-Zm 53.51	199.30» 1,79-10й GJ-1-3,764 10й G ‘	19.20)
(0.076 < Go < 0.25-1 И100 % 1!е),
где Go — зазор а холодном состоянии, мм. Кривая, вычисленная по ной
формуле, показана на рис. 9,10.
Корреляционная формула была получена также для твэлов с наполняю-
щим газом 10 % Хе — 90 % Не. Соответствующая кривая изображен а на
ряс. 9.11 (вместе с двумя точками из серии экспериментов III 1)1 Р 20 с
наполняющим газом 18 % Хе — 82 "и Не). Формула имеет вид |8|.
-Zm 56,7 IOO,7G0 1,449 103 G’ 3,424 IO1 GJ (9.21)
(0,076 < Go < 0,254) (10% Хе 90% I le).
Точки, относящиеся к экспериментам HLDL-P 20 с предварительно об-
лученными твэлами и показанные на рис. 9.12, аппроксимируются линей-
ной функцией |8]:
Хт = 66,3 0,4 IG„ (0,076 G„ <0,254)
(при глубине выгорания в пределах 3,7 10,9 ЧВг-сут ki)
19 22),
234
„арактериоики твэла
Глава 9. Теллофиэически
| BOB'5 *•
urn Д1Я расплавления предвари-
uFnl .р.90 обнаружено, что я л„нейная тепловая на-
В эксперименте HtDL Р -	„ более™ закрытием зазора и пере-
....
В последующем. довыработки.
кого уровня Р	Зависимость лннеПиоП тепловой на-
Р»с- ^Лачале расплавления Х, - ве >имины
грузки 8 нам соетон|1)11| я облученных
зазора в >°т • ррур ( . (ргопыработка
тТип, гТт'кг остальные данные. как на
10,9 МВт-суткг. «нс 9)0)
которых произошло рлспл .глеям» топ-
которы» _ ^nlllllhKon	-ГПК'
65]
с
ЪБО-
^5Ь_х_
60.055 0,10
'	Иг
________!______i____________
v’“	 —таэлы, у которых npvn.,.,________
Начальный. зазор, мм	лива; □ —твэлм бг» лрюнлкои
х	п результате экспер 'ментов под
Аналогичные выводы были и о.}	- 1|НХРПосравненню	смента-
названием F-20 («Дженерал элек I	большее чи	.метров
ми в Ханфордской •'1абора^ '	' речные результаты cor i тся неж-
и расширен диапазон их изменения, конечны н .
ду собой.
9.3. ПЕРЕНОС ТЕПЛА
А. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ И КОН6ЕКЦИОННЫЕ СООТНОШЕ
Тепло передается от твэлов к теплоносителю посрсдств- ’Л •киин
Теплоноситель, будь то жидкий металл (натрий) пли глт • и), течет
между твэлами по проходным каналам. Последние представля» й про
страпство между твэламя либо между стенками чехла и твэ . i пока е
но на рис. 9.13*. Можно выделить три геометрически различи нхен вида
Рис. 9.13. Каналы теплоносителя:
j — ввутрсияиГг, 2 — угловой; 3 — краевой; Н — шаг сянрвлх; D — диаметр тж>д». Г Ш1Г
твэлов; s — диаметр проволоки
—внутренние, краевые и угловые каналы. В повторяющей я Реше*
каналов—внутренние, краевые и угловые каналы, о повторяют^, * и'-—
ке сборки на один твэл приходятся два внутренних канала. В сборках с '
станиионирующей проволокой каждый внутренний канал содержит поло*
вину проволочной навивки.
Тепловой поток, направленный от твэла к теплоносителю, определяется
формулой

(9.23)
9.3. Перенос тепла
235
г
z
Рис. 9.11. Упрощенная геомст
рвя продольного течения тепло
носители
Ib^b
. 1ь
Расход тепло-
носителя т,
кг/с
где h — коэффициент теплоотдачи. Вт/(м2- С);
Тсо — температура наружной поверлностн
оболочки, °C; 7\ “ температура массы тепло-
носителя, С; /?Го — наружный радиус обо-
лочки. м.
Для геометрии, представленной на
рис. 9.11. уравнение теплопередачи имеет вид:
h(Tcu Tb)-2^Re„dz ydz f'nc,.dTb, (9.24)
где расход теплоносителя tn относится иодно-
му твэлу (а не к одному каналу). Это уравне-
ние отражает сильно упрощенную модель и
пригодно лишь для качественного описания
основных особенностей аксиального распределения температуры. В гл. 10
рассмотрена более детальная картина теплопередачи, используемая в рас-
четах реакторов Ы1. Заметим, что на рис. 9. II направление потока тепло-
носителя показано снизу вверх, как в реальных проектах реакторов БН.
Для газгюхлаждаемых БР это на правление может быть таким же или про-
тивоположным.
Прежде чем использовать уравнения (9.23) и (9.21). необходимо оценить
коэффициент теплоотдачи /i. С этой целью придется отвлечься от теилофн-
энческого шали а твэла и рассмотреть связь между свойствами жидких ме-
таллов и кг чффпшн нгом теплоотдачи. Мы вернемся к уравнениям (9.23)
и (9.24) в §9 4
Ь. РАЗЛИЧИЕ МЕЖДУ ЖИДКИМИ МЕТАЛЛАМИ И ДРУГИМИ ВИДАМИ ЖИДКОСТИ
K.iK обсуждалось i §8.2, в БР необходим теплоноситель с высоким ко-
эффициентом теплоотдачи. Эго позволяет использовать преимущество тон-
ких твэлов. При сравнительно небольших потоках и давлениях наиболь-
шим коэффициентом теплоотдачи характеризуются жидкие металлы. Имен-
но поэтому они в первую очередь рассматривались в качестве теплоносителя
в ИР. Их высокий коэффициент теплоотдачи тесно связан с хорошей тепло-
проводностью по сравнению с коэффициентом юплоотдачи других жидкостей
Прежде чем рассматривать данные но коэффициентам теплоотдачи в БР,
полезно выяснить основные различия между жидкими металлами и обычны-
ми жидкостями, связанные с теплопроводное и.ю.
Важной безразмерной характеристикой жидкости, обобщающей ее теп-
лопередающие свинства, является число Ирандтля:
Pr _£гДД_	(У.25;
k ч
Здесь v = np — кинематическая вязкость; а « k — молекулярная
температуропроводность; k — коэффициент тсплопроводностя; ср — удель-
ная теплоемкость жидкости; р — плотность.
Кинематическая вязкость связана с переносом количества движения в
жидкости, тогда как температуропроводность — с переносом тепла за счет
Движения молекул. Следовательно, когда число Ирандтля равно единице,
т. е. v = а, картины переноса текла п количества движения подобны Для
многих жидкостей, включая воду, число Ирандтля лежит в пределах от I
До 10, для газов оно составляет около 0,7.
Для жидких металлов число Ирандтля очень мало, обычно закючгно
в пределах от 0.U1 до 0,001. Эго означает, что механизмы переноса тепла
236
j liMIlV^bCcl. M<i«10C ЗНаЧСНне MjfC'jg
преобладают над механизмами перенf_ ‘те|1Л0'р0В0Д||Ост|,ю металлов. Вяз.
Прандтля объясняется очень выси оТ<,1Нча1ОТоя не сильно, тогда как
кость и теплоемкость натрия и м да порядка выше, чем теплоиро.
теплопроводность натрия »РW	ВЫСОкая подвижность свободны*
водность воды. Причина это металлов. Число 11рандтля для цат.
электронов в кристаллической ]ре	_|ofi зоНЬ1 500 С равно 0,0042.
рия при типичной температуре	ргхорошо иллюстрируются доу.
>1Я
“^^Х^.ТХрой решается	° температуру
распределении в турбулентном потоке  I.
Течение вдоль плоской поверхности
Расчет ламинарного течения жидкого металла вдоль плоской оверхно-
ти — типичная задача, рассматриваемая в руководствах о t реда-
че (см., например, 1101). Не вдаваясь в детали ее решения, от -	1 ряд фи.
злческнх особенностей.
Рассматривая одновременно течение жидкости вдоль плы к поверх-
ности твердого вещества и тепловой обмен между жидкостью р.шм ве-
ществом, выделяем два разных пограничных слоя: один г ошамиче»
скин, а другой — тепловой. В первом происходит изменение с к >рости «,
во втором —температуры Т. За границей гидродинамического и ронично-
го слоя устанавливается равновесное значение скорости и,, а • границей
теплового слоя — равновесное значение температуры Эг 1 фдметры
характеризуют свободный поток жидкости. В жидкостях с чис • i 11рандтля,
близким к единице, толщина теплового слоя 6Г и гидролин.г <ч к >го
примерно одинаковы, как показано на рис. 9.15. а. В жидкие iаллах,
Рис 9. Г» С. «лк нпг тол
ецни теплового (Л,| X
гидродмнам1пмчко1'» (АО
СЛОСВ П обычной ЖН1ХО'
гти (а) и в жидком ме-
5) талле (б)
гидродинамического,
нием v. Благодаря	ЗИЛЧ<‘И>,Я « ”ЭД
стенки к жидкости на большие pacc^S” РД Д”Т г|СРед,ча ™,1а
тивленнем. В то же время in-эя rnn„J	’/ сравнительно малым с<.про-
течения устанавливается нетатеко от ’1ЬН°Г' Вязкостн скорость свободного
рис. 9.15, б.	Мо от гРан»«ьг. Эта картина отражена на
та (\и =’ hx k, “де V-к0Р2Вц^“ДК<^1,‘ мо«»° сулить ио числу Н\ ссель-
скости). Близкие по значению wSa S??2!4H: Х ~ Расстояние до ило-
поведення. ^тот критерий подобия	свидетельству ют о подобии
также для турбулентного течения кР™'ЛЛИв Д11я чаминарного потока, а
Об особенностях поведения-д.- В тР-бе-
Для жидких металлов, текущих вдоТь' ‘ ,а можно^°бавлть стетуюшее.
носком стенки либо в трубе: число
9.3. Перенос тепла
237
Нуссельта пропорционально произведению чисел 1[рандтля (Рг) и Рейнольд-
са (Re). Это произведение называется числом Пекле (Ре):
Nu Ре RePr	(9.26)
\ р / \ k / k
Здесь р — динамическая вязкость. Видно, что число Нуссельта не зависит
от вязкости. Однако для обычной жидкости число Нуссельта имеет другую
эмпирическую зависимость:
Nu ~ Re"r Рг",
где показатели степени т и л не равны друг другу. Это выражение зависит
от вязкости, причем зависимость усложняется тем фактом, что вязкость
сама является функцией температуры.
Турбулентное течение в трубах с переносом тепла
Турбулентное течение характеризуется большим числом Рейнольдса
(Re > 2300 для течения в трубах), где
Re	(9.27)
н
v скорость течения; D — диаметр трубы.
При полно, гыо ct.1611.111 тированном течении в трубе пограничный слой
занимает все проходное (лцерстне. Наглядно это можно представит!, как
утолщение пограничных слоев вплоть до их соприкосновения на осн тру
бы. Для турбулентного ючения можно считать, что пограничный слой со
стоит и » трех подслоев: ламинарного (при-
стеночною), буферного н турбулентного.
Последний занимает центральную цилинд-
рическую ча. гь трубы. В каждом подслое
устанавливается свое распределение ско-
ростей. Известны уравнения, которые опи-
сывают эти распределения (такие уравне-
ния называются в механике жидкостей
уравнениями для стенки).
Задачу о турбулентном течении жидко-
сти с переносом тепла рассматривал Мар-
тинелли [11|. Он использовал уравнения
для распре де тения скоростей в подслоях и
данные о температуропроводности и тур-
булентной вязкости с учетом того, что теп-
лопроводность и число Прандтля для жид-
кою металла и обычной жидкости различ-
ны. Ре у.платы для Ре 10 000 показаны
на рис 9.16 II11, где нормированная раз-
ность температур 17 Т (г/)! (Ти Тгл.)
Рис. 9.16. Нлнянве числа Прандт
ля на температурное распределе-
ние текущей по трубе жидкости
ИИ
л — л нм и парны ft пограничный поде л о*.
6	у фермы Л сдий
отложена в зависимости от относительно-
го расстояния у/г0, (г0 — радиус трубы; t/lr0 • I на осн трубы; Tct* Т,„ —
температура на оси и на стенке соответственно). Для теплоносителя в актив-
ной зоне реактора БН типичное значение Re 50 000. Мартинелли полу-
чил результаты как при Re-- 10*. так и при Re 10*, которые оказались
подобными. Из рис. 9 16 видно, что в обычной жидкости (Рг ж I) [пони-
кает сильное сопротивление для теплопередачи через ламинарный и бу-
ферный подслой. Для жидких металлов (Рг < 0,QI) такою сопрснивления
нет, тепло легко распространяется до сердцевины потока.
238
характеристики тнзла
г„... э.1’---------------------
----	7L„b. ЧТО растределение температур
,, „„ечеппых **5»	"° *** "’“’"""“«ить
113 полтченшю в реакторе D11^ T( что в ЖНдКом натрия Вц.
в канале жнДМ> n!pr s 0.001- Это• р) с 6o;iIjIIihm температурным
кривым с 1г • вует тонким СЛОН < • р‘ ) Тем нс менее в литературе
круг твэлов отсут та- _зя епле » Суще<
1»а'ют использовать термин «пленоц!
!,ер^ в l0)-
п0 Iе” 22шент теплоотдачи» (ч ' 'е/в виду ламинарный погра-
•™-’Р0*',“Т,шп«7сТ»й скоростью тепе,...», то такая тер.
ПР» п рг, .те.п„о,, течь.
Из пне 9.16 видно также- почему средИ11М числом Ирандтля) иг-
Обычкой жидкости .	*С„’«а.т.100 это не так. Хотя ш» ль жилки,
мет важную роль. Для	с скорости в таминариом и
металлов сильно воздействует иа Р ва|тсмпсратур||ое раскрыв, мне. что и
числа Пекле от вязкости.
=. коронные соотношения
Для установления «-«-**
пучке твэлов, проводились . реактора БН отношении диаметра
теплоотдачи натрия при 1 быт» получены различные к-i яцнонные
твма к шагу. На это	^Х^ипонь. ° «аешхтько
“ е "и "	«ю₽н. параметры твэла н актив-
зоны Tme oni делаются обычно с помощью факторов перегрева
(см. гл. 10). Мы увидим, что даже большая погрешность в коэфф”111101’1* теп'
лоотдачн приводит к сравнительно малой неопределенности в оценках мак-
симальной температуры оболочки или топлива. Поэтому можно думать,
что наши знания натриевого коэффициента теплоотдачи удовл» !'яют тре-
бованиям проектного расчета реакторов БН.
В основе расчетных теплофизических параметров pi <ктор<я Ы! лежаг
эмпирические соотношения, к задача расчетчиков заключаете . в том. что-
бы гарантировать непревышение предельных значений температуры оболоч-
ки и топлива. Для этого используют соотношения, дающие нижнюю оценку
коэффициента теплоотдачи. Другой подход — использование формул, от-
вечающих наилучшей эмпирической подгонке, с последующей оценкой шла-
са по факторам перегрева. В расчетном анализе реакторов ПТН и CRBRP
обеспечивалась двойная надежность предсказания: за счет выбора ннжней
оценки и одновременно за счет запаса по факторам перегрева. Ниже обсуж-
даются соответствующие корреляционные соотношения
Связь конвекционных и тепловых параметров для пучка твэлов обыч-
но представляется через зависимость числа Н^ссельта от числа Пекле:
\и] = 2^.	(9 26)
Pe^RePr	(9 29)
21еш7ы^ТНоЫ^Г"Дра^Ческ1П' д,,амегР Ильные величины при-
ести известно чисто"hJ°	теп-10СТ1ачн h можно определить,
по формулам (9.23) jH9.24) ’ 3наЧение b «^иуется при вычислениях
9.3. Перенос тепла
239
Если экспериментальные точки расположить на координатной плоскости
с осями lg (Nu), ig (Ре), наблюдается зависимость, которую можно изобра-
зить кривой в форме бумеранга. Сначала числа 1 (уссельта укладываются па-
раллельно оси абсцисс, далее, начиная с некоторого значения Рес (называе-
мого критическим значением числа 11екле), обнаруживается монотонно рас-
тущая зависимость. Критическое значение Ре0 примерно равно 200. Данные
такого рода для натрия, омывающего пучок твэлов с различными отношения-
ми шага к диаметру Р D, приведены на рис. 9.17 1121.
Рис 9.17. Экспериментальные д.1ньыс. характеризующие коэффициент теплоотдачи нат-
рия и. ,ке TB^iofl с р.илпчиым отношением шага к диаметру [12]
Существование критического числа Пекле связано с механизмом вихре-
вого переноса тепла. В условиях Ре < Рее перенос тепла осуществляется
за счет молекулярного движения и характеризуется коэффициентом тепло-
проводности k. При Ре > Ре. важную роль приобретает механизм вихрево-
го переноса, который характеризуется коэффициентом турбулентного рас-
пространения тепла а,-. Вихрении перенос тепла начинается на границе
ламинарного и турбулентного слоев. Например, натрий при температуре
500 С имеет следующие характеристики: Рг - 0,0042, Ре =» 200, Re—
®= 50 000, что соответствует условиям вихревого переноса тепла.
Формулы для Re. Ре, N'u содержат эффективный гидравлический диа-
метр D,. Для натриевого канала i в пучке твэлов (см. рис. 9.13) величина
Da выражается в виде
Dti	(9.30)
/ Wl
где Л( — площадь потока в канале i, — периметр но границе тече-
ния. Для сборок с диета и иной ирующей проволокой площадь внутреннего
канала (i = 1) есть площадь проходного сечения между твэлами, уменьшен-
ная на половину площади сечения проволоки. Действительно, одна прово-
лочная навивка в среднем приходится на два канала (это видно из рис. ‘ г 13).
Аналогично для краевого типа канала (t 2) величина Аа получается как
площадь сечения между твэлами и стенкой минус половина площади сече-
Глава 9.	твэла
240
„„ Г!»>им (/ = 3) площадь сечения между тпа
нпя проволоки. Для умовогу Ju|irb на ] б площади сечения проволоки*
лом и углами стенок следуе } гуммарпая длина липни контура кажтогл
Параметр P,ei в“ч"^^1ностей в 'сечениях твэлов и вдоль внутренней гра?
канала (по дугам	£ = |, 2) или 1/6 (для ,	3) длины о\
pi™ ™ХТпро№»ю; Соотктствуюише форму.™ имеют следуй
Хет уменьшить на 1 6 площади сечении проволок
_________________ ПИНИЙ ЛИНИИ КОНТХ’ПЛ va,„fc
; л постен в сечениях твэлов и вдоль внутренней гра.
сружпостеи в ( 2) ((1|) 1/б (для .	3) н
вид:
(9.31)
P^D + 2s + ^--\
(9 32)
где D, Р и s определены на рис. 9.13.
Скорости вертикального течения И в формулах для Ren Pv . феделяют-
ся средней по всей сборке скоростью И, площадью и гядравлп кям радиу-
сом канала, а также весовыми коэффициентами А(. определенными в гл. 10
{формула (10.8)1.
Обзор по корреляционным соотношениям теплонередаюши . ’ рнктсрн-
стик жидких металлов, протекающих через пучок твэлов. в сг >• пр< чя был
выполнен Двайером 113]. Сравнение корреляционных соотношений с дан-
ными последующих работ провели Казими и Карелли [141 Ими представле-
ны экспериментальные значения чисел Nu ц Ре для различных отношений
шага к диаметру P D в пределах 1,04—1,30. Проверялись четыре типа пред-
ложенных ранее корреляционных зависимостей, которые мы обе’  ' ч 11ран
тическне данные по P1D для реакторов БН содержатся в приложении А.
?^т8ш^Р^СЯ1П,Р’1Мер1^В праделахЛ'5—1,32 (среднее значение 1.2)
nlrvTNnn 1 ’ т ’ ДЛЯ сборок боковой зоны воспроизводства и органов
регулирования. Типичное значение числа Ре для ТВС в рабочих условиях
находится в пределах 150—300.	раоочнх ан
Формула Боришанского, Готовского и Фирсовой Ц5|;
24,151g[ —8,12-j_ 12,76 (P/D)—3,65 (Р Df,
. 1 'С Р/D 1,5 и 200 < Ре < 9плп
Nu = ~
для 1,1
N“ =24.151 lgH8,12+12,76(P/D)-3,65(₽ D)=|
+ 0,0174 1 — exo । __fii ? т 1 г»
P\ ° ' D ~ +jlPe—200)J-n.
Критическое число Пекле пяйиг, от о
формула хорошо согласуется с ботыш 9а^°те fi4j показано, что данная
отвечающих указанным' У«ови™ЬШННСТаОМ экспериментальных данных.
(9.33)
9.3. Перенос тепла
24!
Рис. 9.18. Зависимость экспсрннентпльных и рпсчстпых значений числа Nu от числа Ре
при Р D 1.3 | Ы |:
Д — Д1ИКЫ<* L>cf»*tn>iic*Kort» для Nn. Не:	—длины© ДпоЛсрл для ||tf при 0-30*; О — длипм<*
Дяайсра ДЛЯ 1! ’ пря е-0 (Ссылки МА работы УКПЭОНИЫХ ЛПТ'фОв спдсржлпи К [|||>. К пипы г полу
ясны дли сдедующкд услопмй растя !	11 П; 2 - млчнфкхлцкя Шаля (|1|; 3 —формула Гра
бирж и Рнгсрд; 4 формула GopirinaitcKoro
Формул.! Грабсра и Ригера 1161;
для 1.25 < Р D < 1.95 и 150 < Ре < 3000
Nu 0.254 6.2 (P/Pl-г 10.32 (P//J) 0.07| РМ>.я о.о2« </•//»!. (9.34)
Эта формула описывает экспериментальные данные 1161 для условий PH)
» 1.25, однако дает завышенные шачепия Nu для PH) 1.2.
Анализ данных П IГ. В работе 161 для условий II Т1; было получено
соотношение для 20 <; Ре < 1000:
Nu 4,0 f-0.16(Р/М5’Ч- 0.33 (Р /))3-» (Ре/ ЮО)0 06.	(9.35)
Анализ данных CRBRP. В работе 1111 при анализе данных реактора
CRBRP использовалось соотношение, полученное для условий реактора
FFTF в области и тиснений Р I) от 1,2 до 1,3, и соотношение Шада, модифи-
Кирова иное Карелли [141 для области изменений PH) 1,05 1, 15. Соотноше»
ние Шада даст швнснмость Nu от Ре отдельно ниже и выше критического
числа Ре.. равного 150. Литерами 1141 были рекомендованы для условии ре-
актора CRBRP следующие формулы:
а)	1,2 < Р I) < 1,3 — (|х>рмула (9,35);
б)	1,05 < Р D < 1.15 — модифицированное соотношение Шада:
при Ре < 150
при Ре 150
Nu 4,496[ —16.15 + 24,96(Р/7>>)- 8,55(P/D)J|;
при |50<^ Рс-^ ИЮО
Nu = 4,496 [16,15 1 24,96 (P/D) -8,55(P/D)’| (
(9 36)
На рис. 9.18 и 9.19 сравниваются полученные экспериментально и рас-
считанные значения Nu в зависимости от Ре. На рис. 9.18 представлены так
же данные для различных положений сборки в активной .зоне Они шхтуче-
242
Теплофизические характеристики тпэпа
Глава 9
Рнс. 9.19. Зап]!сцмост.
экспериментальны* гь
расчетных значении ад?
ла Nn от числа р* с'
Р/О-1.2 [14|:е
Ь-данные Пашока а.
No; Д— данные БорцтТ?
ского для Na; с
Борншаясмого для |Ь« л е
данные Субботнил дла н
(обозначения те же
pirc. 9.18} *
Пря
°fjt 2	* S 8<02
ны Двайером с сотрудниками в Брукхейвенскон национальном лаборатории
|17|. Пз рисунков видно, что формулы, выведенные для ус. ши реакторов
FFTF и CRBRP, недостаточно хороню описывают экслерпм п i-ные дан-
ные.
9.4. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ В ТОПЛИВЕ ТВЭЛА
Выше были рассмотрены методики расчета распределенi : сратуры
по радиусу твэла (§9.2) и оценки коэффициента теплоотдачи . 5) Теперь
можно перейти к теплогидравлическому расчету твэла.
А. РАДИАЛЬНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ
Если известна средняя температура теплоносителя на некотором участ-
ке активной зоны, то, пользуясь формулой (9.23). можно определить пере*
пад температуры на толщине оболочки. Затем можно вычислить ход темпе-
ратуры по радиусу топливного сердечника.
Иллюстративные примеры расчета радиального распрей» ч иня те м перату-
ры в твэле в средней плоскости активной зоны FFTF в начале цикла показа-
РИС' У’2° 16 • РаспРеДеле”ие для максимально горячег э твэла соог-
ует нормальным условиям, самая верхняя кривая соответствует уело
Рис. 9.20 Типичные ради-
альные распределения тем-
пературы в твэлах реактора
БН [6J:
тоолмм: б — «еоор: а —
1 - • тмме прм мош-
веех факторов перегрева:
й ***более горам ем теме
лра номнпадъаов	к отмоет к;
** Усреднение по тжмам прм
*а«ивалы1ой моицюсш
9.4. Распределение температуры в топливе твэла
243
вням превышения мощности на 15 % над поминальным значением (с учетом
факторов перегрева).
Усредненное распределение получено для твэла со средней мощностью в
нормальных условиях. Следует отметить, что температура в центре твэла
со средней мощностью ниже температуры, при которой начинается пере-
стройка топлива, поэтому в таком твэле центральная полость ле образуется.
Б АКСИАЛЬНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ
Для нахождения аксиального распределения температуры теплоносителя
можно попытаться проинтегрировать уравнение (9.2-1), чтобы определить
разность температур теплоносители на входе и выходе из сборки для каж-
дого канала. Используя средние но сборке величины, такие как температура
теплоносителя Ть и температура оболочки 7\.о, получаем средний подогрев
А7\. В гл. Ю мы увидим, что подогрев в отдельном канале теплоносителя
АД ( существенно зависит or номера канала. Оперируя пока средними вели-
чинами, имеем:
\Т S..J— 2я/?1ОЛ f[T‘0(z) — 7\(z)] т/z	—L-|x(z)dz,	(9.37)
J	me,, J
где интегрирование ведется но всей высоте сборки, включая торцевые зоны
воспроизводства Видно, что средний подогрев теплоносителя пропорциона-
лен линейной тепловой нагрузке и обратно пропорционален расходу тепло-
носителя чер<. сборку Желательно иметь близкие значения А7\ для всех
сборок активной зоны (н в определенной мере боковой -юны воспрон шодст
ва). Поскольку величина х меняется по радиусу активной зоны в соответст-
вии с радиальным распределением энергоАыделепия, однородность средне-
го подогрева можно обеспечить лишь варьированием (дросселированием)
расхода теплоносителя по сборкам таким образом, чтобы отисяненнс у
оставалось постоянным, Это достигается постановкой дроссельных заслонок
на входе теплоносителя в каждой сборке. Идеальной однородности подогре-
ва достичь невозможно хотя бы потому, что радиальное распределении энер
говыделенпя меняется в течение цикла. Поэтому выбирается некоторая оп-
тимальная схема дросселирования. Для газоохлаждаемых реакторов было
предложено создать систему дросселирования, меняющуюся во время цикла.
На рис. 9.2! 118] показаны аксиальные распределения температуры в топ
ливе, оболочке и теплоносителе для условий реактора II TI Даны два ва
рианта: свежая сборка и облученная сборка с энерговыработкой 60МВт-еут/
кг. Поскольку функция х (г) обычно описывается косинусоидой, распределе-
ния температуры в оболочке и в теплоносителе имеют S-образную форму, сла-
бо зависящую от энерговыработки. В данном примере нужно иметь в виду,
что реактор FFTF не имеет торцевых зон воспроизводства, в которых ожи-
дался бы рост температуры.
Распределение температуры на поверхности топливного сердечника су-
щественно зависит от дозы облучения. Это связано с тем. что в свежем твэ
лес газовым наполнителем имеется большой градиент температуры в за чр,-
между топливом и оболочкой. Затем при определенной дозе облучения за-
зор закрывается. Как видно из рис. 9.21. начальное распределение теми,-
ратуры описывается гладкой кривой. После некоторой дозы облучении,
когда на центральном участке твэла произошел контакт топлива с обалоч
кой (примерно на 2/3 площади зазора), проводимость зазора резко увс.шчи
244
Гяава 9. Теллофизические характеристики тв^ла
Рис. 9.21. Аксиальные распределения температуры для сборок реактор! I РТР (в на-
правлении течения теплоносителя [18]) а начале первого цикла М) и в начале чет
вертого цикла (эиерговыработка 60 МВт-сут/кг) (61
Г—в центральной части твэла; 2 — на поверхности топлива; 3 в оболочке. 4 — * тепловоепш
лась, что привело к появлению .минимума на кривой раенреде ния поверх-
ностной температуры топлива. Снижение температуры на ги ?р ноет и топ-
лива ведет к некоторому охлаждению центральной части топ.' того сер-
дечника.
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
9.1.	Почему в ЛВР существует опасность «прожигания» обо очки твэла,
а в реакторе БН такой проблемы нет?
9.2.	Если эффект «прожигания» не ограничивает минимальный диаметр твэ-
ла в реакторе БН, почему этот диаметр не делают меньч и пример
4 пли о мм?	г
9.3.	Каковы мотивы уменьшения диаметра твэла реактора Ы Р
ЗАДАЧИ
9’1’таГнспоЬтьз^!еяХ бЫСТрЫХ реакт°Р°в (например, БИ 350. БИ-600,
(кольцеобразные! (Л™ПЛ,,ВНЫе таблстк" с центральным отверстием
ИХ, через наружную поверагаь. "Р0"СХМ|‘1' как » в ивычиых Т»
таблетки при' гезовии "ruv^e распРедй1сн,,я температуры по радиусу
Внутренний и наружный падите? ? коэФ$и,и,е,,та теплопроводности,
и ^/ соответственно Р ДНуСЫ ко-1Ь^Разной таблетки равны R,
иости. Сравнит?коэффициенте теплопровод*
образными и сплошными табтеткЛн Нагрузку Z твэлов с кольце-
диус, плотность, максимальная т₽«’ |,ред,10ЛагаЯ- что наружный ра-
кости топлива одинаковы’ Считать 'S? Т’ ра ” темПсРатУРа |!а поверх-
ХОДИТ. Показать, что отношение ве1ич1шР-еСТр0"К“ топлива “е пРоИС‘
ичнн / для обоих случаев равно
(Rj
Задачи
245
в) Обсудить полученные в «б» результаты с точки зрения конструи-
рования твэлов. В частности, рассмотреть зависимость от /?///?о таких
величин, как у/ //. масса в объемная доля топлива, отношение масс
делящихся н сырьевых нуклидов, коэффициент воспроизводства, стои-
мость изготовления.
ПО
q 2 Обозначим I) ==* f kd7\ так что
Yrrf
ИО . dT
- 	А?	1 ?
dr dr
гРП	jf_/	dT	\
</ra	dr ।	dr	)'
Уравнение (9 1) можно записать	в	виде
d* I) . I
решение которого есть
0.
I
— +<? о,
dr
4-С In г.
Используя определен нс О, вывести формулы (9.12) (9,14).
9.3. Рассчитать температуру в центре твэЛа с топливом (Uo>((— l’u0i2) О,
при следующих рабочих условиях:
линейная тепловая нагрузка у 50 кВт м;
темпера гура натрия равна 100 С;
h — 100 кВт (,м*« С);
k 20 Вт (м- (.) (оболочка);
диаметр пила (наружный диаметр оболочки) равен 8.8 мм;
толщина оболочки равна 0,35 мм.
G ОД <5 мм I пренебречь величинами high <|юрмуле (9.17)];
k№ 0,3 Вт (м- < ) (для газа в зазоре);
ра ‘И) % теоретической плотности (/?	0,10);
р, 95 "о теоретической плотности (р ® 0,05);
Pj — теоретическая плотность (/г » 0);
Zf (р) — k |(1	2,5р) 0,875k
k0 коэффициент теплопроводности при />	0.05;
/?#	4,0 мм (радиус поверхности);
Rt =* 3,5 мм;
А?! — 3,0 мм;
Ro 1,3 мм
9.4	Используя приближенные формулы для температуры в областях рав-
ноосных к столбчатых герен топлива	= 1500 С; 7"гти;1б “
= 1900 С — 5/ (у —линейная тепловая нагрузка, кВт/м) и данные
рис. 9.3 по величине J kdT, изобразить грубо (без количественной оцен-
ки Rt) картину сечения топливного сердечника, проработавшего при
линейных тепловых нагрузках / = 50 и 20 кВг.'.м.
9.5	. Для основного (треугольного) тина канала теплоносителя (см. зада-
чу 4.4 в гл. 4) рассчитать коэффициент теплоотдачи на поверхности твэ-
ла, омываемого натрием со скоростью б м/с. Использовать следующие
корреляционные соотношения:
а)	формулу Бори шанского, Готовского, Фирсовой,
6)	соотношение для реактора CRBRP.
.пинские расчеты активной зоны
Глава 10. Теплогидравлические^р
246
 тпл ттлтпия не зависящими от температуры:
Считать свойства натри)
Р = 850 кг/м3;
с = 1,2 Дж/(кг- С);
u»U3-10-4 кг/(с-м):
й = 70 Вт, (м-°C).
В сборке боковой зоны воспроизводства реактора ЬН не пользу^
' ’ ’ треугольная решетка размещения твэлов (как и в сборках активной
X? Одко плотность энерговыделения и расход натрия сильно уМе,1ь.
X по сравнению с пдоЛостью энерговыделен вя и расхода активу
зады, а диаметр твэлов увеличен. Рассчитать темпер m tta
ности твэла в верхней части боковой зоны воспроп под ва, используя
формулу Бор и шанского, Готовского и Фирсовой п . с условия;
высота зоны воспроизводства равна 1 м;
диаметр твэла D составляет 12 мм;
P/D =1,3;
площадь проходного сечения в канале равна -и-ь
скорость течения натрия V = 0,4 м с;
свойства натрия:
р = 800 кг/м8:
с'р = 1,2 Дж (кг-К);
k — 7Q Вт/(м-К);
ц = 3 -10~* кг/(с-м);
входная температура натрия равна 400 аС;
средняя (по зоне) линейная тепловая нагрузка х кВт м; к =
== 2 кВт/м вверху зоны воспроизводства;
поток натрия стабилизированный, непрерывный в став 1рный.
9.7. Используя формулу Боришанского и др., вычислить р шость темпера*
тур на поверхности твэла и в жидком натрии при след; щнх условиях;
X = 30 кВт/м;
Ре = 150;
(натрия) = 70 Вт/(м-1<);
Dc — 3 мм (эффективный диаметр канала теплоносителя
и = / мм (диаметр твэла);
Р/D = 1,2 (отношение шага к диаметр;).
Глава 10
ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
10.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
турного поля едвничного^вэтГ р'°Л^На Метщолог11 я определения темпера-
несколько тысяч твэлов, сгруПп„=? ?°»е Ректора ЬН содержит*
оэтому полный теплогидравлнческнй я ЫХ В сборки по несколько сотен.
PJ‘eH> температур в давлений теп •пипсНалнз включает в себя расчет ско-
< зоне в целом. Этой теме лосвяшри/16'™ 8 отДМьной сборке в актив-
Сначала мы рассмотрим	Даш,ая глава. Р
свтелЯв^рке.3атемг₽р^	„ ,1Тмпературы Te[b10Hfr
прокачки натрия и распределения
10.2. Распределения скоростей и температур теплоносителя в сборке
247
давления в баке реактора. Тем самым будут определены поля температуры и
расхода теплоносителя. В заключение будет рассмотрена методика так назы-
ваемых факторов перегрева.
10.2. РАСПРЕДЕЛЕНИЯ СКОРОСТЕЙ И ТЕМПЕРАТУР
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В СБОРКЕ
В гл. 9 давалось простое соотношение (9.37) между средним подогревом
и средним расходом теплоносителя в сборке. В действительности эта связь
более сложная ио ряд\ причин. Во-первых, Площадь прохбДного сечения в
трех типах каналов (см. рис.9 13) различна, поэтому скорость и расход теп-
лоносителя зависят от типа канала. Во-вторых, существует радиальное рас-
пределение (спад) п.то!ности эиерговыдвления в каждой сборке. В-третьих,
необходимо учитывать нсретечку теплоносителя между каналами, т. е. попе-
речное течение. В д.чнш м параграфе сначала дан упрощенный вывод рас-
иределешп скоростей г учетом различных проходных сечений каналов, а
затем представлен ряд более сложных уравнений, учитывающих переточ-
ку и турбулентное i •чшпвлнне теплоносителя между каналами.
А ПРИБЛИЖЕННОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ СКОРОСТЕЙ
11рцб тнж* иное распределение скоростей протечки теплоносители по ка-
налам (( " рн< б.].() м< ж)к и- .ljUHii. исходя из тогофакта, что перепад дав-
ления в каждом канале сбор} и одинаков Действительно, теплоноситель вхо-
дит в сборку п н-у лит и1 все через (иверстня, общие для всех каналов.
Данный подход быт p.i i'Нт IL вендстерном (11. Им была предложена при-
ближенная < <ема расчета распределения скоростей для оценки перепада
давления н сборке реактора БН Раше аналогичная методика была разра-
ботана ( лпчестер' м |2l 11риб шженное распределение скоростей Может быть
использовано для оценки не только перепада давления, по и кож}х|шинситов
теплоотдачи (путем уточнения числа 1 !екле). Однако для детальных рас-
четов распрсдс. ния выходных температур или максимальной температуры
оболочки модель Новендстерна ока чли.тется недостаточно точной. Р.еусовер-
шенстговали Хью. Розенов и Тодреас |3|. I (ерейдем к рассмотрению этой
модели к затем остановимся иа р< (ультатах ее усовершенствования.
Приближенная модель
Перепад давления в канале I выражается в виде
(10 I)
где ft — эффективный коэффициент трепня в канале i (будет определен в
§10.3): Vt — скорость; D , — эффективный гидравлический диаметр (см.
формулу (9.30)1. Условие равенства перепадов давления во всех каналах
приводит к уравнению
; /- pH f L t,V* f L i'Vl
ll~~ h Det 2	2
(10.2)
Глаоа 10. Теплогидравлические расчеты активной зоны
10.2. Распределения скоростей и температур теплоносителя в сборке
249
248
протокаюишх по трем типам
----	„т пкпр«сле1'“’'(мчала опр«м“м Ч’адиююак»
? •сбори <1о-з>
, re»emni всех кратон » сборке.
„ ,_«»»»	Р»'"' рА.........................TbSJ
Пусть полное число ь ег0	н 48 краевых каналов,
ЛОВ типа i. Чи^Хэлов. имеется 384 вй> 1	„ 54 соигветственяо.
ке. содержащей 21/ тв	эти чпелр	1але. уср‘ .шейную на
тогда как в сборке с - > дногО сечения
Обозначим Л/'";ал; (см. рис. 9.13).
шагепРоволоч	^&AfiA.HVs45-.V8.V
I
с
3
£
ь'
2
(10.4)
Площади Д, А>, А описываются формулами (9.31). Из условия несжпмае-
мости жидкости (постоянства скорости) получаем \р i nenpepyg,
пости:
А'11\АН- Мг^2-к 'Л'э^зА l.lr-	Н0.5)
Распределение потоков определяется условием гд, г *|фщненты
трения в каналах можно приближенно представить в виде
А = ~Г =--------(~1Г-	(Ю.6)
Re;" (phOAlir
Для турбулентного потока рекомендованное значение пока i я т равно
0,25 [как и в формуле (10.36) для коэффициента «гладко!/ трсчин)
Подставляя (10.6) в (10.2) и предполагая величины С л т и паковыми
для всех каналов, получаем:
1/(2 —пО	«,-(2 — т)	1,*(2	т)
—--------- - —------ = —-------.	110.7)
п(1-г«И	пОЧ-лп	rd1	•
cl	^/2	3
Используя (10.7), исключаем 1 2 и I 3 из (10.5), что приводит к
выражению
Г.-1г.
Vt=------X.V.
хх,Л11^^
[ D” 1
где А') —коэффициент распределения скоростей для канала i —
булентного потока (т = 0.25) имеем:
(10.8)
Для тур-
о.ты
(10.9)
ООООООООООООООО'
Рис 10.1 Поперечное распределение скоростей теплоносителя по каналам наиболее
напряженной сборки реакторе FFTF:
а «о линии. иерПсндикулярпоП К граням Сборхн: б по дипгО«Н1Л1»моП Цнфрпмн укллпны номера
типа ммллз. Сплошная дяцня — рпсяст но формуле (10.10). иирихоппм численим Л расчет па ?>ВМ
В общем ви р для । го канала
(10.10)
В качестве типичных шачепнн расхода и скорости теплоносителя в ре-
акторах Ы1 м/чут служить данные,для реактора IFTF: расход натрия в наи-
более тенлонянрнженяой сборке составляет 23,4 кг/с, а средняя скорость
равна 6.4 м с. Распределение скоростей но каналам, рассчитанное но <[>ор-
муле (10.10), показано на рис 10.1. Оно мало отличается от более точных
расчетов на -)ВМ. учитывающих радиальный обмен импульсами.
Усовершенствованная модель
Усовершенствование модели 11овендетерна заключалось и предположе-
нии двух компонентов перепада в канале Один компонент связан с трением
теплоносителя, другой — с (|юрмой канала, т. е. с учетом возмущения по-
тока проволочнои навинкои. Основные предпосылки этой модели изложены
в§ 10.3. Параметры распределения выводятся только для каналов первого
и второго типа. Третий (угловой) тип каналов оказывает малое влияние на
течение теплоносителя, поэтому для него параметры принимаются такими
же, как для второго типа. В результате получаются следующие (|юрмулы
Для скоростей:
(10.111
(10.12)
глр с _ ] о з) _ безразмерные константы, определяемые эксперт
где С/ V “ *’ Г’,и Д- D , и Ат - величины, используемые в модели Но.
йщотря"-Г”; -юмю»ент скорости. перпендику.мриоП оси ,ЕМг
(S! Ju?16.14)? Р - шаг в расположении твэлов (см. рис. 9.13): Н-щ
спирали (см. рис. 9.13);
г!
л О»
1 л
±(D+2s)*-
4	4
— проекция площади сечения проволоки в канале I ла 11 j -1 шаге спирали
(D, s определены на рис. 9.13);
/1' ~ Р2 _
4	к
— площадь проходного сечения канала 1 без проволоки;
А 2 ' ) 2	16 J / 2
/Л) -1П.СрГ'“ - £
\ v= /gap	/ У(лРг--№ \ д; 1
проекция площади сечения проволоки в канале 2 на одни шаг спирали;
дир i
’ 2
Исходя из экспериментальных
следующие значения констант С(:
С, = 2200;
С2 = 1,9;
Сз — 1,2.
• 1	8 •
данных ряда авторов были определены
ваетДто един^енное^сущетвенное ^Овершенствова,,ной моделей показы-
вого члена в квадратных скобках в
Круговая скорость и температурнь|е распределения
выше преполагалось что
стоянка, т. е. не имеет р'азбооса R nlr теп- носителя в каждом канале по-
роста, при которой возникает комг(?пА-СТВИ7е/1ЬНости имеется вариация ско-
ныи компонент имеет минимум в мет v ™Мпонент- в то же время аксиаль-
и се это приводит к вариация-' ‘Д М1|1ШМального зазора между твэла-
е пературы оболочки и появлению
10.2. Распределения скоростей и температур теплоносителя е сборке 251
«горячих пятен» там. где скорость теплоносителя минимальна. В реакторах
CRBRP и РЬТ1- максимальная разность температур оболочки теплоносителя
дГ примерно в 1.5 раза превышает соответствующую среднюю разность
только из-за вариации скоростей теплоносителя. Этот эффект учитывается
в расчетах максимальной температуры оболочки в проекте CRBRP и об-
суждается в § 1" 4 в связи с оценками факторов перегрева. Очевидно,
данная проблема вариации скоростей и температур должна тщательно ис-
следоваться в каждом конкретном проекте реактора БН.
Б ВЛИЯНИЕ ПЕРЕТЕЧЕК НА РАСПРЕДЕЛЕНИЯ СКОРОСТЕЙ И ТЕМПЕРАТУР
Мы получили приближенные распределения скоростей и температур теп-
лоносителя в сборке, основываясь па простой аналитической модели. Ре-
альная геометрия сборки столь сложна, что точное решение задачи полу-
чить невозможно. Принципиальная трудность заключается к том, что кана-
лы протечки теплоносителя в твэльной решетке (см. рис. 9.13) тесно
взаимосвязаны благодаря обмену массой, импульсом л энергией. Поэтому
приблнженн । шпеимых каналов является слишком грубым. Возникает
необходимость более стропа» метода расчета максимальной температуры
оболочки, зависящей ог температуры теплоносителя, которая существенно
(Варьируется от канала к каналу в пределах каждой сборки. Важность этой
проблемы очеш пл ввиду большого экономического ущерба, проистекающе-
го из вероятных ошибок приближенного расчета температуры оболочки.
Строгий расчет распределения температур необходим также для анализа
искривления сборок и твэ юн. для расчета переходных процессов в задачах
безопасности, наконец, .тля предсказания начала кипения теплоносителя.
Поэтому большинство тсплогилравлнческих задач при проектировании
реакторов БН решается чаще всего сложными численными методами. С этой
целью было ращаботано множество программ тсплогидравлнческого расче-
та реакторов Ы1 с использованием быстродействующих ЭВМ. Одна из та-
ких программ (( OBRA) вначале была предназначена для расчета ЛВР,
а затем модифицирована для использования также в расчетах реакторов
БН. Из существующих американских программ для расчета реакторов Ы!
отметим следующие COBRA (51. THI3D [61, TPITON (71. URR1BI.E [«[,
а также ENERGY I'». 10| u SL’Pl REM RGY [II]. Последние две отличакут-
ся простотой и быстротой вычислений Широко используется также англий-
ская программа SABRI. 1121 В каждой из перечисленных программ приме-
няется подход пробного объема. Опп постоянно усовершенствуются для луч-
шего описания как стационарных, так и переходных условии.
Понятие пробного объема
Ограничения, накладываемые геометрией решетки твэлов на течение
теплоносителя, нельзя сформулировать в удобном математическом виде,
пользуясь традиционными системами координат. Тем не менее некоторые ав-
торы пытаются найти детальное решение задачи, исходя из днфференциаль-
ных уравнений механики жидкостей. Болес плодотворный подход осно-
ван на решении системы приближенных уравнений, описывающих сохра-
нение массы, энергии и импульса в рамках простои физической картины
взаимосвязанных каналов. Так, Майер [13| разработал метод пробного объе-
ма, которьш был успешно использован для решения трехмерной задачи
(например, [51 и др.).
252
Глава 10. Теплогидр^лические расчеты активной зоны
Идея заключается в мысленном выделении элементарных объемов в Пр
странХе?каналов и рассмотрении законов сохранения для смежных
мов. Тем самым учитывается перетечка теплоносителя н рез <а зоры ме^
твэлами. Основное допущение заключается в независимости Компонент?
потока теплоносителя, входящего в элементарный объем и выходЯщеГ1 о
него по разным направлениям. Другая особенное то этою метода —не/л
ходимость экспериментального определения ряда констант 'равнений дд»
конкретных условии каждого реактора.
Ниже мы сформулируем законы сохранения в рамках метода пробд0Гп
объема. Будет рассмотрена задача для стационарных условий. Хотя пепр
ходные процессы важны в анализе безопасности, изучеиш стационарны,
уравнений дает удовлетворительное понимание физической сущности рас
сматрнваемых явлений. Здесь мы ограничимся рассмотрели м однофазво!
жидкости, хотя в сложных программах (таких, как COBR \ допускают
двухфазные состояния в целях учета возможного закипали t пло’носнтс?
при переходных процессах. Наконец, мы не будем касаться ч. лепных меж
дов решения уравнений, они достаточно сложны и выходят । р.|МН|| н
стоящей книги. Однако нужно иметь в виду, что они играв окную по?
в детальных теплогидравлнчоских расчетах, поэтому пр ипся работа
по созданию соответствующих эффективных программам рпмер [Ц|Г
Основная цель всех этих расчетов — определение ск , геп .
ля на входе и выходе из канала, а также плотности и тем р(1 /Э|п , '"•
пни) на выходе. Типичная формулировка задачи — запись четырех упав.
имп?птС^РаНеИИЯ (массы' энергии, аксиального и noncpeui компонентов
импульса) вместе с граничными условиями и условием пионаоности
Обычно предполагается, ч,о температура. плетпот,. „ ,иг  rSm
всех каналах cfcp”„a ”КЖе "В’е“"е " "“°*	" ^««акоаы „
Сохранение массы
к	часть Kai,dJa ' высотой А.
щетки) ’ На пис 1П 9 каналоа ~ 3 для повторяющейся треугольной ре-
канала / гпаннчашегг???пСа"Ы к?мноненты Уравнения пер.прывности X»
ражена наРрис. 10.3. налом Б геометрия каналов схематически нзоб-
' ’ р ть переноса массы снизу вверх mt, кг с. на хите dz изменяется
У dz (lz' Вел”чина zz-'ijdz характеризует результирующий вклад
i
а
(!)

IJ а с
tfz
Z
»
! I 1---------------------Н
hi
Рис, 10.2. Компоненты уравнения неразрывности для
лом j
канала Г, граничащего с хавх*
10.2. Распределения скоростей и температур теплоносителя в сборке
253
струнной переточки из капала i
в капал /. Следовательно,
кг/(м*с), есть изменение скорости
переноса на единице длины. Воз-
можны различные причины
струнных переточек, в том чис-
ле: формирование бокового тече-
ния проволочной спиралью, воз-
мущение элементами конструк-
ции типа днстанцпонпруютен
решетки, радиальный градиент
давления.
Величины и1/ и w {учитывают
изменение скорост переноса за
счетднффу шинных вихрей, при-
водящих к турбулентной вере-
течке тепле н кителя между
смежными каналами. Иногда угн
величины называют турбулент-
ными скоростями перемешива-
ния. Они нс изменяют баланса
переноса массы (т. с. о>//  »/,•).
Рис. 10.3. Ориентации дисташииширующев
приволоки но отношению к каналам /, / («.
6, я поперечные сечения ячейки)
однако сказываются на пере-
носе энергии и импульса. 11аирнмер, турбулентный перенос энергии при-
водит к уменьшению температурного градиента в теплоносителе.
При Наличии одного смежного канала, как изображено па рис. 10.2,
баланс массы в про ном обыме в стационарных условиях записывается в
виде
т,	(10.13)
С учетом равенства иц} « получаем
dm t
(10.14)
Для реального случая нескольких каналов, граничащих с каналом/, име-
ем окончательно:
.	j
difii	v
— > Wit.
dz
Теперь вопрос заключается в том. как оценить величины wtJ, описываю-
щие струйное межканальное перемешивание (см., например, |5, 15, 161).
Роль проволочной навивки можно понять, рассматривая рис. 10.3 и 10.1
На первом из них показан участок спирали в канале i. I la расстоянии И 6
она делает поворот на угол л/3, показаны три сечения на этом участке. По
мере приближения к каналу /спираль захватывает часть теплоносителя, пере
носимого из канала i в капал /. Максимум переточки обра зуется в месте при-
ближения проволоки к межканальному зазору (положение б). Можно ечн
тать, что (/, /)-перетечка отсутствует в том месте, где проволока входит в ка
Нал / (положение а), хотя каналы с номерами, отличными от/, дают вклаi в
канал i. На расстоянии // 2 выше и ниже сечения Ь угол попорота спнра.ш
пииоские расчеты активном зоны
Глааа 10. Тепл0гидравлимески^^ 
254
Рис. J0.4. Зависимость перетечки между каналами от утла поворота проволочкой «•
нивки (а—е — поперечные сечения ячейки)
равен л, и (г, /)-перетечка снова достигает максимального значения но будет
иметь противоположный знак.
^;пеРетечка име€т вид знакопеременных пернодхче-
спипачй -г ^4r'Iin'd?Iv0H по‘^’пер1юда// 2, соответствующей углу поворота
номером П РНч nt / ’mi™'1-’1 прилегают еще два канала (крине канала с
Р - /)• рис. 10.4 показан эффект перетечки в канале / от соседних
*'6 -
Рис. Ю.5. Геометрия для определи
ния величины ш.;
трех (j,k, !) и суммарный эффект, имею-
щий осциллирующий характер. Из ри-
сунков видно, что проволока занимает
половину высоты канала.
Связь коэффициентов перетечки а>ц
с геометрией канала можно найти сле-
дующим образом. Рассмотрим участок
проволочной спирали, ответственный за
перетечку из канала i в канал j. Его
длина составляет Н 6, т. е. границы от-
стоят на //.12 от точки, где спираль про-
ходит через граничный зазор между ка-
иалами (рис. 10.5). Вблизи этого зазора
t0.2. Распределения скоростей и температур теплоносителя в сборке 255
направление течения примерно совпадает с направлением спирали. Следо-
вательно, скорей ть течения имеет две компоненты — аксиальную и, и ра-
диальную и. а I1,11' 1<)янии // б проекция спирали описывает лугу дли-
ной (по) ( ' ю- **’ Эт011 простой модели можно заключить, что отноше-
ние компонент скорости в рассматриваемой точке равно;
v
и>
л (£>-Н)
Н
(10 15)
Коэффициент перетечки можно ппп.^,
внснмостн:	' лстявнть в виде
пропорциональной за-
Подставляя и нз (10.15) и представляя ut через ш</(р(/1/)
ияя площадь сечения капала, см. (9.31)1, получаем:
(10.16)
[где Ai — сред-
п Я
где константа очевидно, зависящая от Re, PiD,
ляться экспериментально.
(10.17)
НЮ, должна опреде-
Сохранение энергии
Схема переноса энергии показана на рис. 10.6. Величина й* обозначает
энтальпию канала, нз которого идет перетечка. Если ксретечка идет из ка-
нала I в канал j > 0), то й* есть й<( если наоборот, то й* есть h}. Член
•/jdz описывает энергию, выделяемую в канале окружающими его твэлами;
•/( есть линейная тепловая нагрузка, приходящаяся нз t’-й канал. Член
— klfAt/dT dx отражает перенос энергии за счет теплопроводности в сосед-
ний канал /, где х— направление,
перпендикулярное осн канала. Этот
член особенно важно учитывать в рас-
четах реактора ЬН из-за высокой теп-
лопроводности натрия и плотной ре-
шетки твэлов.
Энергетический баланс выглядит
следующим образом:
'-x;dz
Hjitydz
ЧЛ'
-Wijh'cfz
-.k.,A..£L
d-J dx
^w';jh:dz
Рис. 10.6. Компоненты уравнения сохра
иония энергии
ti(’nthi) ,	(IT
A„ —
+ wtJh*dz w’ifhldz. (10.18)
Перепишем выражение для производной в праной части уравнения
dz
fnt
1 dz
dm i
di
(10.19)
К’»У ~ Pi sv.

и подставим вместо dmt dz выражение из уравнения неразрывности, т. е.
(1020
dz	dz
Член теплопроводности представим в виде
—А/ в —	— 7\),	(10,21)
dx	\ Ju
256
оасчеты активной зоны
Глава 10. Теплогидравли^ескиеР^  _
/д zsS'itfe)*, &Xij ' характерное расстоя,
где s - ширина окна перетечкм (Л0	"	Ofl’
вне между каналами., гппнненне баланса переписываем в ВНлр
Вспоминая, что а1// — &•«/<  1‘

dhi	1
dz	пч
с учетом J соседних каналов окончательно имеем
-р Шц(h(—h*) — ы’<70/ —Л?)j •
<10.22а)
Сохранение аксиальной компоненты импульса
Аксиальные компоненты сил, действующих на пробным м, показа-
ны на рис. 10.7. Член F,dz учитывает сопротивление, дейс вующее <на
срез»; pigAidz — сила тяжести; гпА,
Рис. 10.7. Компоненты уравнения сохра-
нения импульса в продольном направ-
лении
— аксиальная скорость переноса им-
пульса (поток импульса); PiAt —
силы за счет давления i аксиальном
направлении; наконец, нш dz—член,
учитывающий обмен аксиальными
импульсами за счет межканальной
перетечки. Скорость и* — аксиаль-
ная скорость в канале, откуда идет
перетечка, т. е. и* * ц( при U'H >0
ин* = «j при to(j < 0. Площадь .*!<
здесь есть функция z из-за изменения
положения проволочной спирали За-
метим, что в уравнениях (9.31) и
(10.17) использовалась средняя по-
стоянная площадь. В данном случае
величина .4/ содержится под знаком
Уравнение сохранения
с каналом /, запишется в
производной.
аксиального импульса* в канале i, соседнем
виде
т‘Щ + Р; Л,-	w'a dz = mt
dz
: —	+	(10.23)
= I Vpv dA, где^леГ-™"*lbCa бЫТЬ сфоры> лнРоваи в виде Fs + Ffi 9
ЯА	0011 части Записана сумма поверхностных и внутренних сил,
действующих на тело ннтегоат л™
венты отсюда получается уравнениеСЯ П° ПОВСрхност'1 «ла. Д-iя аксиальной компо-
1 ?Вг ^iUj -с miUl д_
dz + u*wlsdz + u^^dz —
10.2. Распределения скоростей и температур теплоносителя в сборке
257
Член, описывающий сопротивления, разбивается на сумму членов, характе-
ризующих вязкое трение н сопротивление за счет формы канала:
F‘dS	+/<; </г-~L-p.,	(10.24)
где h — коэффициент трения; /<,' — линейные коэффициенты сопротивле-
ния фбрмы. Так как ш( = то
Используя равенство т рн.1 и выражая dm dz из уравнения
рывпостн, производную потока запишем в виде
(10.25)
нераз*
p”l
I
— {m.njdz if/i{^.ц
di	\ di di J
I d"l'. Ill) d (p; M 1 I tl diiti |
[>. If di (pf/1,)1	‘(Z
"I I
pj Д
2н, wlt —
di di
till d (p; -If) 1
d' I
1 d (|O .4/)
(1г
dz.
(10.26)
Теперь уравнение для аксиальной
записано следующим образом
компоненты импульса может быть
2и с£»(.	( —— ] —— (р, ,4/) dz -j- ——• (pj 1|) dz
I р(Л, / di	dz
a	'	•
~H 2Д;	I ti*Witdz I (Hf Ujjw^dz 0
или
rf ,
-r-IP.-lf)
az
rm \	ii -h
Ai }	2^tPt
2p,
(>;’ di
— P^g/lf (2uf	(u. —njJU)//.
При наличии J каналов, граничащих с каналом i, получаем окончательный
вид уравнения.
d ,	.
— <р. Л)
аг
I, ь к: •’<
2/ifpi 2f>}

НО 27a)
Сохранение поперечной компоненты импульса
Схема для вывода уравнения сохранения импульса в направлении г,
перпендикулярном оси канала, показана на рис. 10.8. Пробный объем ны
Делен в зазоре между каналами i и /. где s — ширина зазора (просвет между
твэлами); / — характерная длина зазора (параметр, определяемый из экс-
перимента).
11 Зак. 1292
ппииргкие расчеты активной зоны
Глаза 10. Теплогидрввлические р 
258
При течении теплоносителя СШ13)рь^р^1 Эвлете я членом р^*\?)‘^|{.т
перенос .v-компоненты импульса, » Р аоёящцеся к тому каналу ОТК.,А
Звездочками отмечены велвчм ..	))з „робного оГ)1^,а Да
членом	Н<
ш.и' г0,8' Схема лля вывода Уравнения сохранения нчпхльса в п	м навык».
... с™“™ К““"
ем. штриховые стрелки направлены вдоль скоростей р и
5^,°(член<ишЧ^|Ьи1«кст лробньш объем с боковой стороны чере i площадку
(член vWijdz) и соответственно выход (чтен к-- л л, » л л ,м
Теперь баланс сил можно записать следом“^W.'A '	'J ’’
')+»®;,dz4-p,^	р*„»(г
г —pjSd: K,JL
У ГС'
(1028)
где /< коэффициент сопротивления за cuat тп
течки. Поскольку в зазопе —	° 4 Г фения н формы л  лилии пере*
р ( ^~wu, У равнение перепишем в виде
1 ^(и"^‘‘!+-^(^иг=(1,1_р1ыг _к
или
а.’
—- dz
-Р»
2р»/
(10.29)
Два слагаемых в левой идл™
рое^изХХТеЧеННЯ' 1ШтомУ?раХЯпНГ₽аН>Г Мал>*° Р°1Ь в онисан"И
4110 ке Учитывается и в совп₽ЗСЧеТах ни” пренебрегали, вто-
с°временных расчетах. В численных
10,2. Распределение скоростей и температур теплоносителя в сборке
259
методах эти члены сохраняют скорее из соображений улучшения стабиль-
ности решения нестационарной задачи. При решении стационарной задачи
уравнение (10.2а) с нулевой левой частью дает достаточно точную связь меж-
ду Pt — Pj 11 и*'Л
Расчетные результаты
Полученные уравнения и с над ьзо вались при составлении программ чис-
ленного расчета, результаты которого сравнивались с экспериментальными
данными. Ряд коэффициентов в уравнениях получался частично путем физи-
ческих опенок, частично из экспериментов. Сюда относятся: и’Л, /</;, /,
А (5	/\ I- Коэффициенты трепня и уравнении (10.24) может быть опре-
делен методами, описанными в § 10.3.
Примеры дета |ьных температурных распределений, рассчитанных с
учетом смешивания теплоносителя путем перетсчек, показаны на рис. 10.9
н 10 10. Кривые на первом из них 1171 рассчитаны для условий реактора

Рис 10 9. Распред» книг температур
а натрии л напряженной сборке [н
актера FFTF на двух >ронпчх по пы
соте [171
а — Кри агткмоЯ ясны; 6 ~ ня iwore
13.2 си от ср*;исгЯ ялосяослг Силмшн «я
припая по ллинм	перл мд и куя ярки А
к грая ни сборки штрмхеяяи - но дня< -
мдлыюЯ
Рис 10 10 Распределение температур п натрии
и сборке реактора «Феникс» на порхнем уров-
не актшшой юны (по липин, перпендикуляр-
ной к граням сборки) [1к|. Сплошная кри-
вая расчет с учетом смеШиияння, штрихи
пая без учета смешивания
FFTF по программе COBRA. Па рис 10.11 приведены выходные температуры
для сборки реактора «Феникс, без учета п с учетом смешивания 1181. Асям
метрия кривых обусловлена радиальным градиентом энерговыделения в
пределах сборки.
Программа EMERGE
Решение уравнений течения жидкости в каждом канале требует большо-
го времени ЭВМ. Поэтому для условия реактора ВН была ра фяботана спе-
циальная программа ENERGY 19, 101, с помощью которой можно достаточ-
но быстро рассчитывать распределение температур па выходе на основе уп-
рощенной модели конвекции. Упрощение заключается в замене точной свя-
зи каналов в переносе импульса приближенной учитывающей специфику ре-
актора DH. В рамках модели в сборке вместо каналов виде ыются две обла-
сти по радиусу. Центральная область включает в себя большинство виуг-
nnu.mrkup расчеты активной зоны
Глава f0. Теплогидраалические р*
260
(Uj)
(^z
Рис. J0.il. Схема течения натрия
в двух областях сборки в модели
ENERGY [9]
п&ласть I
Область П
Энергетические уравнения
pcp(t/j)-^- =(pc,>ei+tA’)
dz
pCpiUj^+pC^Ull):
cfs
Ч-(рс?еЯ-^)- ..
dr
,OU110B внешняя состоит из пе-
РОЙНЫХ;ююию“'в том ч"сле к₽ад“’
н угловых-	только на уравнениях
Модель основан.	Течрпие
для энер1»'' ' - я скоростями: а «сиаль-
рактервзхетс 1* цеНТр.1Л1>ш„-, зоне
’flSoft скоростью во внешней зоне
а^'^пуговой скоростью во внешней
(Ui\)z й к ... о(5е аксиальные скорости
зоне (рис. ;’а()М1 описанным 10.2.
определяют ц учитывается с помощью
ЭФФ<*Т У.рпт ) турбулентной темнературо
К0Э(|фпш ‘ круговая скорость tU) и
"РТьДХнт ё определяются путем под.
“°* "S™ ° "эксперименту.
„ «дм» ENERGY имеют вид
IfT Л1Л Q(x. 1/. г).
( <h‘
^=(рс^п\^-^Г
dz
<Г'Т 4-Q(s. П, 2).
(10 30>
(10 311
Члены в левых частях уравнений выражают конвективный г ренос энер-
гии. Он осуществляется посредством турбулентной диффузии и теплопро-
водности (первые члены в правых частях уравнений). Величина Q описывает
выделение тепла. Фактор £< 1 вносит поправь) в коэферинисит газопровод-
ности ft на эффект кругового течения (т.е. удлинения пути) при распростра-
нении тепла в поперечном направлении по отношению к акси ьиому тече*
нию. Предполагается, что все коэффициенты турбулентной дифГ зим равны,
что выполняется с хорошей точностью.
Граничные условия для этой системы уравнений учитывают непрерыв-
ность теплового потока и температуры между зонами, распределение тем-
ператур на входе и теплоизоляшюнность границы стенки
шаются конечно-разностным методом.
ся
равнения ре-
ИЗ э1кшеримент??ЭтТн^	Г "	' ОПР<^-1ИЮГ-
ном виде как функции ре Р Ь н Н ^ЫТЬ выРаже,1и » бе'.размер-
отмечают, что рассчитанные с ее помо Л АВТ°РЫ пР°граммы I \1 RG’l
сборках реактора БН имеют таил-ш °U Ю РаспРсделеиия температур в
сложных программ, однако рйуль™^™™Н0СТЬ’ как и ,|р,< "счользовдиин
время работы ЭВМ. К сожалению мп-т^• - ^,гается За ГоРа ’До более короткое
с численными методами при анализе nf JL 'U СТ°’ДЬ Ж^^нана но сравнению
Имя предсм^е	И ПОТЕРИ ДАВЛЕНИЯ
Р	"Р“оаде...... „“о1Ра,1,'реде'к"''й «л ч.№хит "те » по-
"10,|«»те.те через ,1учок ,UJ1OB
10.3. Распределение теплоносителя и потери давления
261
А. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПО БАКУ РЕАКТОРА
Вначале уточним предмет обсуждения. Напомним (см. рис. 2.5), что в ре-
акторах петлевого типа натрин первого контура циркулирует через систему
насосов и промежуточный теплообменник за пределами бака. 15 реакторах
бакового типа это оборудование заключено внутри бака. Поэтому характе-
ристики насосов н промежуточного теплообменника п распределение
давлении на линии вне реактора в обоих случаях существенно различны, тог-
да как условия прокачки натрия через реактор примерно одинаковы. 11од-
робнее об этом будет говориться в гл. 12.
Ниже мы обсудим распределение давлений между входным и выходным
объемами реактора. Расчетный пример относится к реактору петлевого типа-
гомогенному варианту ( I?ВНР [201. Хотя числа в определенной степени
зависят от конструкции и типа реактора, метод расчета является общим.
Проект CRBRP предусматривает три параллельные петли первого кон-
тура. Натрий поступает в напорную камеру таким образом, чтобы его пере-
мешивание в случае переходных процессов обеспечивало .минимальные темпе-
ратурные напряжения в конструкции активной зоны и бака при наличии
других механических и гидравлических воздействий.
Расчет показал, что при прохождении натрия через реактор потеря дав-
ления. “ . распределяется следующим образом:
Т и «выделяющие сборки...........................30
Сборки сиск мы СУЗ............................... I Д’
Сборки бокоиоЛ юны воспронлюдстна ....	12
< борки lauiHiiii ...............................0,3
I!>рифернйнля конструкция крепления ....	4.7
Протечки через уплотнители....................... 1.4
Сборки активной зоны, зоны воспроизводства п системы СУЗ конст-
руктивно объединены в модули по 7 шт. таким образом, что натрий нз
напорной камеры шхтупает на вход каждого модуля. В центральном
модуле расход натрия наибольший. Этим расходом и определяется гло-
бальный перепад давления в активной зоне. Расход натрия в каждой сбор-
ке (а не в модуле) активной зоны устанавливается заранее, в соответст-
вии с расчетной плотностью энерговыделения. Этой цели служит система
дросселирования Благодаря ей обеспечивается выравнивание радиального
распределения температур в активной зоне из расчета на конец равновесно-
го цикла В сборках зоны воспроизводства дросселирование организовало
не по сборкам, а по модулям В пери(|)срнйные модули зоны воспроизводства
попадает часть сборок защиты, на которые приходятся указанные выше
0.3 % расхода натрия.
Поступив и модуль, натрий проходит через дросселирующее отверстие
в нижней части сборки и далее течет но сборке через нижнюю шщнтную
часть, вдоль пучка твэлов, омывая последовательно участки нижней торне
вой зоны воспроизводства, активной зоны, верхней торцевой зоны воспро-
изводства и 1.Т ЮВОН полости. Как мы увидим ниже, падение давлении про
исходит в основном при прохождении натрия вдоль пучка твэлов Выходя-
щий из сборок натрий поступает в верхний объем, откуда направляется к
выходным насосам трех петель первого контура
Максимальная гидравлическая нагрузка приходится на опорную плиту
активной зоны. [5 конструкции < RBRР абсолютное давление на поверхность
натрия со стороны газовой подушки составляет всею лишь 104 к1 la и е.
избыточное давление 2,5 к11а). В то же время максимальное абсолютное
давление под опорной плитой во входном объеме досып ает 950 кПа Д m
„пгиие расчеты активной зоны
Глава 10. Теплогидравлическ Р __-------------------
262
устойчивого Рас^"^’,^'^niSnoio часть. с тем чтобы юстига'^
XSZXa^oBeсне. Тогда на^я ™ P«n ющая с„.1а
определяется весом погруженной в натр
Б. ПОТЕРИ ДАВЛЕНИЯ
прпрчисчениых выше \ частной cm давлр
яне'Хет6 EZS« опенках «герм давлен и   и-л,„от комп»,
пне надает, ipn	....„ат, гтоепием. Первый компонеи г выражает-
центы, связанные с формой напала н с трешки. ।	( a/ndeT-
ся формулой
A.. L- р’2
(10.32)
О
Компонент трения имеет похожий вид:
(10.33)
Таблица 10.1. Потеря давления натрия п максимально напряженной сборке
Участок	Потери Д1ВЛСИНЯ. кПа	КоэффМЦМс U - НО Терк
Входнон объем Модуль сборок: входные отверстия фильтр расширение распределитель	32 39 3 а 12	А 1.29 К 2.0! Л 0.363 А' =0.41 1.0
Итого	62	
Нижние хвостовики: переходник форма входа трение входа Внутреннее трение	19 59 4 23	/— «0,022 А 0.098 , L 0.0024 L = 0.00043
И то го	——j	105	
Защитный участок Входная часть пучка твэлов Пучок твэлов Выход из сборки Выходной объем Полная потепя	—	155 i 305 21 33	А^0,37 L / по соотношения Новенд* стер на1 А ^0.79 А -1,32
	720	|	
103. Распределение теплоносителя
и потери давления
263
Коэффициент /< определяется либо экспериментально, либо путем физи-
ческих оценок, как ц коэффициент трения. Эти вопросы были всесторонне
изучены при проектировании CRBRP 1201. Характерные расчетные данные
но вкладам в потери давления для наиболее напряженной сборки ( RBRP
представлены в таил. 10.1. В ней графа «пучок твэлов» относится к участкам
активной зоны, торцевых зон посиронзводсгва н газовой полости. Итог ком-
понент потери давления оценивается с погрешностью ±20 ”п (95 % ный
доверительный интервал). С учетом указанных погрешностей .максимальная
потеря давления между входным и выходным объемами может достигать
850 кПа.
В ПОТЕРИ ДАВЛЕНИЯ В ТВС
В первых проектах реакторов Ы1. разработанных в1 ША. Франции.
СС< 1’ и Японии, предусматривалось проволочное дистанциоинровапие твэ-
лов (§ Ь.4) В проектах Великобритании и ФРГ использовались дистакцио-
нирующие решетки, устанавливаемые па разных высотах сборки. Решетча-
тый снос' был осуществлен также в американском реакторе «Энрико
Ферме Нотерн давления в сборке с днетапционпрующнмп решетками су-
ществе шь авнеят от конкретной конструкции, поэтому мы дадим корреля-
ционные । отв тепля, позволяющие выполнить соответствующий расчет
лишь для сборки с проволочным днетдд пион Ярова н нем. Опп были пред-
ложены в paCoiax III (11овендстерн) н |2| (Хью, Розенов, Тодреас). Один
из первых Mi- "Дов [211 широко использовался в США в начале 60-х годов
для расчета потерь давления в варианте решетчатого днетанционнровання
(в частности, при кошлрупронании реактора «Энрико Ферми»), Нооке
|1. 2) мео д был обобщен па случай проволочного днетанционнровання и
был применен в расчетах реакторов! I Т Г и CRBRP. В соотношении Новенд-
стерна сохранены все преимущества предыдущих методов, кроме того, они
основаны на анализе экспериментальных данных 122 241 и хорошо согла-
суются с результатами измерений потерь давления в сборках конструкции
I ГТ! 125). Наконец, расчетная модель, которую предложили Хью, Розе-
нов, Тодреас |3| (модель ХРТ), отражает более точный анализ гидравличе-
ского сопротивления сборки с проволочным диета накопирован нем твэлов.Де
ло в том, что в предыдущих моделях потерн давления оценивались исходя
из представлений о поверхностном трении (обобщение 4х>рму.ты (10.33)1.
Усовершенствование авторов |3) заключается во введении двух компонентов
гидравлического сопротивления за счет негладкой фэрмы канала с проволоч-
ной навивкой и ia счет трения жидкости о поверхность при течении с резуль-
тирующей скоростью, определяемой аксиальным в поперечным переносом.
Таким образом, в основе этой модели лежат модифицированные ([юрмулы
(10.32) и (10.33).
Приближенная модель (Новендстерна)
В этой модели влияние пролочпой навивки учитывается с помощью
эффективного коэффициента трепня в формуле (10.33) Множитель 31 вводят
ся таким образом, чтобы эффективный коэффициент трения в канале /
(см. рис. 9.13) удовлетворял равенству
/1 М/г.ыЗ.е	(Н> И)
‘Множитель 31 находят из корреляционных соотношении, содержащих без
размерные величины: Р D (отношение шага к диаметру), чн ю Re. /, ,,дм
(функция Re). Таким образом, множитель 31 характера зует увеличении ре-
264
Глава 10. Теплогидравлические расне™
активной зоны
о. явь
(Ю.35)
/ппн натнчии проволочной навивки) 11о ср
ZS₽?i ™’юй ти’б“ 'т" Нотс"лсте|>"га'
итожено следующее соотноше..^ №
“в 'выр=ажен№ м. Re,для потери ,W« 'V ве-д.гч.п.а И, «пред.
ляется формулой (10.9), а Dei формулой (
Дтяуе.® реактора БН величина А-.,.»,, описывается так патывае.чым
соотношением Блазиуса:
М -
Подчеркнем, что требуется найти Д. В окончательной форм\лс для \р
содержатся величины, относящиеся к каналу типа ( I. потому ! о коэффц.
циенты распределения Х\ определены таким образом, что	л чина \р
одинакова для всех каналов (см. §10.2). Из (10.33) и НО получим:
=	(ЮЗ?)
На рис. 10.12 !11 приведены результаты расчета 111 и эксие) гита (25]
по определению потерн давления для сборки реактора FFTF .1. твэлов).
Эти эксперименты не использовались при получении коррелят. шых спот
Рис. 10.12. Сравнение реильтаг рзечгта по
модели Номмдстерна (линии) с экспсрммен-
дальними данными [Ц (т> пн)
J*” °* 3* Зависимость множителя И в вы-
utr<t ННН Д*1Я эффективного коэффициента тре
от отношения шага спирали к диаметру
|ри различных значениях отношения P/D
Для Ke-50 000 [|J
зованной модели3 Вид^ SoXSe™1* Пиказывает надежность исполь-
жат внутри коридора погрешностей U ;ij «Се экспеРНм«нтальные точки ле-
“X Ий s™»с“'»111 ’
типичном для реактора БН знац('тМ°СТЬ Ч|,°жителя И от Р D и // D при
реактора FFTF иаречнеленные паоам^п РеГ",ольАса. равном 50 000. Для
ПаРаметРы имеют следующие значения:
10.3. Распределение теплоносителя и потери давления
265
[) ~ 5.81 мм:
Р = 7,31 мм (РЮ =1,25);
// = 305 мм (7/ I) 52);
Ре = 58 000;
.11 = 1.05.
Таким образом, для условий реактора FFTF множитель V|, учи пинающий
эф(|ч'кт проволочной навивки, лишь не значительно превышает единицу.
Усовершенствованная модель (ХРТ)
Рисунок 10 12 иллюстрирует удовлетворительную точность модели Но-
ве) i лете pi ы. Однако усовершенствованная модель ХРТ (Хью. Розенов, Тод-
рейс) претендует на более детальное описание потери давления и для более
широких условий течения. В этой модели потерн давления выражаются в ви-
де суммы двух членов:
V ^Р,	'Ч’г-
(10.38;
где Хр — по три л счет трения о поверхность; \рг потерн за счет ((юр-
ты канала для компоненты скорости течения, перпендикулярной прово-
лочной навивке.
Ko*|xJ'itnneiiT К в (10.32) представляют в виде Ci>Ar/A', где Сп— коэф-
фициент г и трав.гического сопротивления; .1Г. .Г определены в (10.11). Ко-
эффициент Ср и К' мпонента скорости, перпендикулярная проволочной навив-
ке, ГР связаны с потерей давления на один шаг проволочной спирали
(Ар,),цяг черед канальный коэффициент трепня /, и безразмерную кинет-
тайгу С,:
(10.39)
Для твэла длиной I. и количеством шагов /. //) потерн давления Хрг выра-
жаются в виде
Л, 1. (*Г/,
* Л' II 2
(10.40)
Компоненту скорости Iудобно вира лить через аксиальную Уд, попереч-
ную Ут п результирующую У/< скорости в соответствии с геометрией на
рис 10.14:
V7 nsin’O УД
sin® 0.
(10 И)

Отметим, что величины Ул и Ут эквивалентны и и и в § 10.2.
Таким образом, потерн давления за счет ((юрмы описываются формулой
Ар, С i /,
Другой член — потерн
дующим образом:
лг I. ргд
Л' Н 2
(И) 12>
давления за счет трения — представляется слс
Ар, -
J4 k
2
(10 43)
266
Глава 10. Теплогидравлические расчеты активной зоны
где индекс R относится к результирующей скорости. В окончательном
выражение для A/;s представляют в виде, не содержащем	,!1|Де
. *гГ
2 Ил
1.375
^Ая fs 2
где/s — тот же коэффициент, что л в формуле (10.42), а
надлежит определять экспериментально.
Можно показать, что в краевых каналах (i - 2) член Ар
ли. а для внутренних каналов (7 — 1)

г he играет пл
имеет место соотношение Ит V ро
'' г .4 <л 1
Рнс. 10.14, Геометрия
ли:
и поперечная U ।
скорости >квквМФГга|и , ,
«-МЛ егченнч (шгря.
к’е и\гТ*Г* П’>^,в*-
sin О'- —‘__
I (л/ч1 . // i
'РТ моде.
 ♦ 1«:
-
- -r-wvfl MU 14
«	- a Mn.^llTe.,b л,- „ 4HtlBre.
р	получим:
^h=cjs1A._l.	р1
1	^*1	//5	•
где скорость L\ п
,f Oxo..™reu,;L,: выХ™°&3"аЧС1и И.
- имеют ии;	«я полной „огср„ даыс|1пя
г- j
}t ]’
'Ш И- 11’ ] 1.375
_£_ _р[
Dn 2
(10 45)
в каналах /
(10.46)
“Оя 2 p+c^ii)
Зде(-Ь скорость V. » ,	Ь 1
&*»«2 •
»3	и (10.12) Наломн'м
~ Ь . Ус.юо^X’„ А‘ *' те"ы
прерывности H0.nl
(10 47/
ч»р
а отношение VT V.< зам-
10.4 Факторы перегрева
267
10.4. ФАКТОРЫ ПЕРЕГРЕВА
В предыдущих трех параграфах предполагалось, что расчеты прово-
дятся для условий номинальных температур, т. с. дли реактора, работаю-
щего на полной мощности. Прн этом игнорировались неопределенности,
приводящие к отклонениям расчетных параметров от реальных. В § 10 2
отмечалось, что в каждой отдельной сборке наблюдаются существенные
вариации температуры по сечению на заданной высоте. Их можно предска-
зать, но это только часть расчетно-конструкторской работы. Другая часть
состоит в анализе неопределенностей как расчетных, так и эмпирических
данных. Чтобы обеспечить падежную и безопасную работу реактора, необ-
ходимо исследовать влияние погрешностей измерительных устройств, тех
пологпческих допусков, физических констант н т. п. Такой анализ необхо-
дим также для обоснования и планирования все более сложных тепло! ндрав-
лпческпх экспериментов на реакторах. Данный параграф поевшими методу
учета Погрешностей в проектных величинах.
В основе теплогидранлпческого расчета лежи г ряд кри териев проектиро-
вания. многие из которых касаются температуры топлива, оболочки п тепло-
носителя в ра них условиях Например, один из критериев проектирования
FI TI и CRBRP заключался в недопустимости плавлении топлива при пре-
вышении мощности над номиналом па 15%. Требуется, что максимально до-
пустимая т •мпсрзтура оболочки выбиралась из условия целостности твэ-
ла. а максимально допустимая температура теплоносителя па выходе не
приводила к нарушению конструкционных допусков в верхней части реак-
тора 11акладываю1ся также ограничения на другие тепло! илравлическпе па-
раметры. такие как перепад давления и скорость теплоносителя.
Чтобы удовлетворить критериям проектирования, необходимо устано-
вить их предельные границы Обычно это делается путем <аыпня статисти-
ческого Доверительного уровня по отношению к значениям предсказуемых
параметров. -Этот предельный уровень определяется путем добавления к ожи-
даемому значению параметра его ошибки. Данные о максимальном шачепии
параметра и его ошибке используются в методике факторов канального пере-
грева, или просто факторов перс.-рсва. Фактором ncpeipena /• для некото-
рого параметра называют отношение его максимального значения к номи-
нальному. Таким обра юм. фактор перегрева, по определению, ест ь ветчина,
превышающая единицу, а его отличие от единицы характеризует относи
тельную погрешность параметра. Факторы nepei репа находят путем срав-
нения экспериментальных и расчетных данных. Нахождение и проверка
факторов перегрева—одна нз главных задач анализа экспериментальных
и расчетных значений большой совокупности реакторных характеристик
Формулировка и значения факторов перегрева уточняются для каждого
конкретного реактора, причем методы оценки сильно щвнеят от динтвую-
щнх на данный момент лицензионных требований безопасности. В этом
деле сыграл свою роль также опыт ЛВР. Обширный анализ noiрешностей
был проведен при разработках реакторов II TF 1261 и CRBRP 127, 2Н|
Результаты этого анализа даны ниже в качестве примеров, иллюстрирую-
щих методологию учета погрешностей. Ясно, что проектирование пос сдукэ-
щих реакторов будет сопровождаться более детальным анализом, учпытнаю
ишм новые экспериментальные данные и более жесткие критерии. Ниже мы
изложим суть методологии, нс пользующей понятие фактора перегрева, не
вдаваясь в подробности. Обычно в качестве параметра, по отношен ню к ко-
торому находятся факторы перегрева, фигурирует разность гемперагур
Поэтому результат не зависит от выбора температурной шка ш.
268
A.
,0. Теплогидраалические расчеты активной зонь,
СТАТИСТИЧЕСКИЕ методы
Погрешности параметров могут быть двух типов — систематические „
еттчайше Первые отражают смещения параметра из-за факторов, „е яв.
ио значения которых заранее точно |1е
известны. Случайные погрешности связаны со статистическим р.|сцредаде.
пнем велнчнш Можно выделить ряд источников погрешности тел о и другого
типа.	о ,
Мерой погрешности служит дисперсия о*. Если степнетнч^ч кое распре-
деление результатов измерений (либо расчетных результатов о ноептельио
истинного значения) описывается гауссовой функцией, квадратный корень
из величины дисперсии есть стандартное отклонение. В этом случае вероят-
ность того, что истинное значение находится в пределах д-п ат ц смеренного
(расчетного) значения, равна 67 %. Для расширенного интервала ±2о ^та
вероятность становится равной примерно 95 %. а при утроении стандарт-
ного доверительного интервала ее отличие от 100 % составляет все 0,13 nfl*
Считается, что тенлогидравлнческие параметры являются с ij чайными
величинами, подчиняющимися нормальному распределению. Г ,ш потре-
бовать, чтобы расчетные значения проектных параметров были лраптнро-
ваны с доверительной вероятностью 99,9%, то в качестве помин, jlhux зна-
чений параметров следует выбрать их значения, } меиыпенные н< й по Срав.
нению с расчетными. Этот критерий обычно принимается в теп. рлвличе-
скнх расчетах реакторов БН, хотя приемлемым считается т. :	> уровень
2<т (доверительная вероятность 95 %). Тогда фактор перег[ на д.пн не-
которого параметра с погрешностью равен
Л = 1 + За.	(10.48)
К сожалению, погрешность не всегда удается характерна >ва । ичииой
стандартного отклонения. В частности, трудности возникают при хчете си-
стематических отклонений. В таких случаях необходимо иметь ц \ гне спо-
собы оценки надежности проектного расчета, обеспечивающие ч явную до-
верительную вероятность непревышеиия предельно допустимых начений
параметров.
Комбинация факторов перегрева
На каждый параметр воздействует множество источников погрешностей,
nZSBSbIX п П0М0ЩьюпФакт°Ра перегрева. Все они комбинируются в
ция ||Меет rut !п^рева’^ля ВСеХ С,1СТематНЧеских погрешностей комбмна-
ция имеет вид произведения
(1049)
D
п f„.4.
h. D — число всех тчитьшмчы"™”те'мтС1<0Г° -'гч,|тыва'«Д"й эффект
. r to случайных погрев,,,Хй с”сте>ы""<«к>,х эффектов
П д т"!» v ИЗ правила:	обРазУется статистическим
?оп n CyMWbI KsaW0B отдётьных'пТ г,огРе>вность есть корень квад-
ЛЖZoX™ тыраже“,'еч *" ”!сть--’тл"ь-“--^
риитностн. Тогда общая
л- - — -  W~U -« — -	’ J
tk - 1 + лад. где n зависит or
inc) ерсия определяется суммой
to 4. Факторы перегреве
269
квадратов величин Fsh - 1. Следовательно,
регрева статистического типа имеет вид:
результирующий фактор пе-
(10.50)
где S — число всех учитываемых случайных Э(]х|)ектов. Полный фактор пе-
регрева, учитывающий все погрешности того н другого тина, равен:
Р rdF,.
(10.51)
Б ФАКТОРЫ ПЕРЕГРЕВА ДЛЯ РЕАКТОРОВ CRBRP И i ГТ1
Факторы перегрева. использованные при проектировании первоначаль-
ного (гомогенного) варианта реактора CRBRP, представлены в табл. 10.2
1271 для температурной разности в пяти областях (теплоносителе, ламинар-
ном подслое, оболочке, зазоре, топливе) и для теплового потока. Факторы
перегрева выписаны в колонках таким образом, чтобы было удобно видеть
отдельные вклады в результирующее значение. В § 10.4 содержится описание
способов их оценки.
Фактор перегрева для теп нового потока учитывает погрешности энерго-
выделения и используется при оценке температурной разности в ламинарном
подслое (п.н икс), оболочке, ьт юре и топливе. В температурной разности теп-
лоносителя учитываются другие средние по каналу факторы.
Аналогичный анализ проводился для реактора 1ТТГ 1261. Мы остано-
вимся па данных для реактора ( R BRP, поскольку они были получены позже
и более полно отражают картину. Ниже дается краткое пояснение каждого
из перечисленных в табл. 10.2 э<]>:]>ектов.
Таблица 102. Факторы пгрсгреиа для гомогенного варианта реактора CRBRP
(допсритсльннй интервал Зп)
Источники погреши осте Л	Т ГПЛ □!!<>• С11Т0Л Ь	ЛйМ|шлр И14 ft ПОД слоЛ	Оболочка	Зо 1<>р	Toll Л НПО	Тепловой поток
\ Спет» матпчгскнс эффекты Илмерсшн* уровня мощно ст и Р.| си рсд •ле н п	входя шего теплоносителя Распре г лен иг топдоносите ля в сборке Вариация температуры но сечению оболочки	1,03 1,05 1.08	1.035 1.0 (1.76)’				1,03
Результирующий фактор /	1.17	1.035 (1,076)*				1,03
В. Статистические эффекты Варяании входной темпера туры Вариация подогрева Влияние ядерных данных на распределение энерго- выделения	1.02 1,04 1 .06					1 07
nr,uP Обсчеты активном зоны
Глава Ю. Теплогидравли^и^--------------
270
Продолжение табл.
Источники погрешностсП	Тепл омо- сп гель	ЛпмнШЦ'- ниЯ под- слой	Оболочк я	За лор	Тепл нпо	Туплоад поток
Неоднородность	делите гося материала Ориентация	проволочной навивки Свойства теплоносителя Площадь сечения канала Пленочный	коэффициент теплоотдачи Несоосность расположения топливных таблеток Толщина н теплопровод- ность оболочки Проводимость зазора	] .01 1.01 1.01 1,03	1,0 1.12 1.15	1.15 1J2	1,48**	1.10	1.04
Результирующий фактор / • j	Г.08-j	~Т.19	1.19	1.48	1.10	1.08
Полный фактор b	1.26	1,23 (2.Ю)	1.19	1.48	1,10	1.11
• Этот фактор влияет только на максимальную температур) обадомсп
Используется только для условия загрузки свежим топливом

приборов ДЛЯ
Систематические эффекты
Измерение уровня мощности. Погрешность калибровки
измерения мощности составляет 2 %. В основном она othocjitci к p.i ходу
воды и температуре питательной воды в паровом цикле. Кроче того воз-
можна дополнительная ошибка в установлении мощности связанная с
инерционным выбегом органов регулирования. При малых и м< и ниях мощ-
ности она составляет примерно 1 %. Поэтому фактор перщ per. за счет ошиб-
ки в мощности принимается равным 1,03. В расчетах реактора GRBRP
этот фактор отнесен к типу систематических.
Распределение параметров входящего теплоносителя, 1	-пр*- (елей-
ности распределений скоростей и давлений теплоносителя во входном объе-
ме и разброса в размерах дросселирующих отверстий, твэлов. проволоки
и чехла расход теплоносителя в единичной сборке может оказаться ниже но-
минального. Это прямо ведет к росту температуры теилоносите я Допус-
ку на 5 %-ное уменьшение расхода отвечает фактор перегрева 1.05. Умень-
шение расхода влияет также на перепад температуры АТ в ламинарном под-
сл?Цпленке)’ изменяя число Пекле в корреляционном соотношении для
коэффициента теплоотдачи. Кроме того, уменьшается гидравлический диа-
метр, что повышает коэффициент теплоотдачи. В этих условиях фактор
ппетрР1е₽ш(^тЯ лаьпшаРН0Г0 подслоя, учитывающий неопределенность в рас-
Хегся рав ™“зГЯ "	° РеаКТОр " в ЭТДМ|‘Н.™ с6°РкУ-
Вариация подогрева. Аналогичный анализ показал что шюпоеделен-
. X< * приводит к S же .«..ред^Ха»
темов«эте"яТТ"аРТ1с₽оасп^е1Я11Ю o6o;io™- Скорость и температура
ва в окрестности твэла\см% lPnVlw!IfepaSH0''>!eptl0 ,,3’за их непостоя,|СТ‘
стигается в областях наименкт» ^ксимальная температура оболочки до*
ооластях наименьшего зазора между твэлами. Присутствие про-
10.4. Факторы перегрева
271
водочной навивки в зазоре приводит к дальнейшему росту температуры. Рас-
четный перепад температуры \7’ в пристенном слое теплоносителя (пленке)
для минимального зазора в полтора раза превосходит среднее значение \Т.
Если учесть погрешность расчета, равную примерно 20 %, то получим для
дТ фактор перегрева 1,7. Можно рассуждать иначе: полагая величину
,\Т ДТ известной и равной 1,5, вводим фактор перегрева 1,2 за счет погреш-
ности. Тем самым делается запас по отношению к предельно допустимой тем-
пературе оболочки. В данном случае не затрагивается вопрос о температур-
ном перепаде в топливе или в зазоре между топливом и оболочкой. Это озна-
чает, что соответствующий фактор перегрева следует принять равным еди-
нице при расчете максимального значения ДТ в пленке в целях оценки
ТМВ1;о топлива.
Статистические факторы
Вариация входной температуры. 11з статистического анализа измеренных
параметров реакторных систем, в том числе первого и второго натриевых кон-
туров и паровых систем, было установлено, что входная температура тепло-
носителя флуктуирует в пределах %. Эту неопределенность необходимо
учесть при пенке подогрева ДТ. Ее соответствующая по грешность при
ЛТ 280'С составляет примерно 2 %.
Влияние ядерных данных на энерг Оныделеннс. I lorpeimioc гп я черных
данных и приближения расчетных моделей ведут к ошибкам в радиальных,
аксиальных и локальных коэффициентах неравномерности распределения
энерговыдсленпя Способ уменьшения этих ошибок заключается в подгон-
ке расчетных данных под интегральные (критические) эксперименты. Для
гомогенного варианта реактора СКВИРбыло установлено, что соответствую-
щая погрешность в определении теплового потока составляет 5 %, а в вели-
чине подогрева 2 %.
Неоднородное ть дел я met ос я материала. .Чанная погрешность оценива-
лась путем статистической обработки измерений плотности топлива, выпол-
ненных с твэлами реактора ЕКП Было получено, что соответствующая по-
грешность в предельных температурах топлива и оболочки составляет око-
ло 3.5 % и лишь I % — в величине подогрева, поскольку последняя усред-
няется по нескольким твэлам.
Ориентация проволочной навивки. Погрешность в расчете влияния про-
волочной навивки дает небольшой вклад в фактор перегрева. В основном
это связано с учетом завихрения потока теплоносителя вблизи стенок чехла.
Свойства теплоносителя.Фактор перегрева учитывает погрешность удель-
ной теплоемкости и плотности теплоносителя.
Площадь сечения канала. Результирующая погрешность проходного се-
чения и соответствующий фактор перегрева получаются па основании уве-
личенных допусков на диаметр и изгиб твэла и отношение шага к диаметру.
Пленочный коэффициент теплопередачи. 1Ipir расчете максимальных тем
ператур топлива и оболочки необходимо гарантировать, что значение пле-
ночного коэффициента теплопередачи не превосходит предельно допустимо-
го, так как с его ростом растут и эти температуры. Сравнение корреляцион-
ных и экспериментальных данных для реакторов CRBRP или FFTF (см.
ряс. 9.19) показало, что минимальное значение пленочного к<>гЬфпц сига
теплоотдачи не более чем па 12 % меньше предсказанного.
Несоосность расположения топливных таблеток. 1 leeoociioi-ri ьтлишь й
таблетки внутри оболочки приводит к увеличению теплового потока в обла-
сти минимального зазора между топливом и оболочкой. Там же уш. шчнва-
Глава
272
нечеты активной зоны
------------------------------
nieHis'C теплоносителя. Соответст-
№Я —-g» к SSZT X
SSSSSSW io-  таблсток "₽"вад,т
енмальной температур	Поспешность 10% втеилопро-
к "6,7 % °*
водности /’^допуска ±0’03^ *”°т фаКТ° « цболо^ой- Погрешность в на-
Т°Л Проводимость зазора "^^^‘^разброса интегральных данных (йа.
"Ром значении зазора оценивается !	сть анаЛ(!за М1 х Д;1((1)Ш
пример эксперимент Р-19, см- Р’^.^ ^д’лнть эффект допусков на ра .меры
кзючается в том,что не удается	Из-за этого ошибка уве-
оболочки и таблеток и эффект теплоi р	атурой в центре фактор пере-
личивается. Для твэла с максимал	ljy ()т.мет)(м что номи.
грева из-за погрешности зазора п	ин составляет около 0,2 мм при
зазо а в ол»	таб.1етк„ „ ад,„ мм „„ „нутре,,,,с
допусках мм 1,0 п 1 '
му диаметру оболочки.	применим для начальных хсловнн работы
’ Указанный фактор перегрева пр «	1|па)1пе топлива приводит к
реактора- В дальнейшем Ра^ ^'‘0В0Д11РМ0СТи. Со4>тветстш>нно растет линей-
закрытию зазора и возрастанию пр I *	„ темПература топлива
HEoL-p-ai’'™ •"">
заборе довольно большой (около 1,48), погрешность K0*Iutu‘H(^<>2_nf.?'
проводности при оценке результирующего фактора перегрева ска ывается е-
значительно.	.	.....
Теплопроводности топлива н проводимости зазора уделяется скикн
мание, поскольку их погрешность сильно влияет на розу льтаты анализа раз-
личных экспериментальных данных.
В. ПРИМЕНЕНИЕ ФАКТОРОВ ПЕРЕГРЕВА
Приведем пример использования факторов перегрева в расчете макси-
мальной выходной температуры теплоносителя и максимальной температурь1
оболочки. Кроме того, покажем, как обеспечить условия, при которых не
происходит расплавления топлива.
Ниже поясняются используемые при этом обозначения н значения факто-
ров перегрева из табл. 10.2.
п	.	Значсняе
Фактор перегрева Возмущаемый параметр	фактор*
fg	Тепловой поток	!
Fb	Подогрев теплоносителя
Ffjim (оболочка)	Температурный перепал	на пленке в окрестности го	*•
рячего пятна (под проволочной навивкой) при
расчете максимальной температуры оболочки
iu.4. Факторы перегрева
273
Fflbn (rori.i)
Fs
/‘зазор
froiwi
Температурный перепад па	пленке	при расчете мак	1.23
сималъпоп температуры топлив»
Температурный перепад на	оболочке	1.19
11роп<>дпмисть зазора	!.4Н
Теплопронодность топлива	1.10
Дополнительные обозначения:
</ыр — произведение номинального теплового потока около внеш-
ней поверхности твэла на коэффициент превышения номи-
нальной мощности;
Хор — произведение номинальной линейной тепловой нагрузки
п.ч коэффициент превышения номинальной мощности;
h коэффициент теплоотдачи;
k — коэффициент теплопроводности;
D,, D., — внутренний и наружный диаметры оболочки;
Ть_ 0(вход)— номинальная входная температура теплоносителя;
Tti.m—максимальная температура па внутренней поверхности
оболочки;
T'ro.m максимальная температура на внешней поверхности обо-
лочки;
ДТ .. с ’— ирон шеденпе номинального подогрева на коэффициент пре-
вышения номинальной мощности.
Температурный анализ начинается с задания номинальной входной тем-
пературы теплоносителя 7\ , (вход). I е погрешность включена в погрешность
подогрева. Величин) максимального подогрева запишем в виде
AT,„W (выход) (выход) F,,.	(10 52)
Следовательно, максимальная выходная температура есть
Т,„т (выход) Гь.о (вход) (-АГ,,.,,, (выход).	(10.53)
Для расчета максимальной температуры на внешней поверхности оболоч-
ки необходимо определить соответствующую аксиальную координату гтв».
Искомая температура является суммой входной температуры теплоносителя,
максимального подогрева (\Tl)t (^tfmX)l и максимального температурного
перепада на пленке с тон же аксиальной координатой, т. е.
со.г» -	1Ц-ХОД) 	(Ztll(l J А7flim.ru (обол),
где
(10.5-1)
(10.56)
(овм) -------SEli— .
ЛгНги f lieu
Afiim н ?ор рассчитываются на той же высоте zrnnV
Максимальный температурный перепад на оболочке есть
ч	Хор ^)fi
------------------
Следовательно, максимальная температура па внутренней поверхности обо
•Почки представляется в виде суммы членов (10.5-1) и (10.56) при г г|1м1
Наконец, оцепим нижний запас температуры топлива в центре сердгчни
на, обеспечивающий условие нераевлавления. Здесь возможны дна подхода:
I) расчет температуры топлива в центре и сравнение полученного ре-
зультата с температурой плавления;
Глава 10. Теплогидраалические расчеты активной зоны
соавненне полученного резуЛь.
Йной тепловой н«%^'ГрУЗки, приводящей к расплаву
насчет линейной те еиием нагр)
“\Р2гспернменталь»ым	координата, соответствую-
тята *• '	„ртяется аксиальна :читывается макснмаль-
H,”°R первом подходе опрсД • т0Плива. и затек0РрДИнате. Далее рассчиты-
яя мЕальнойтемпераПРеятпр11 эт0Й же ^Р^енке. и используется
“я дапература „ератур^ы" (обол-) Получим слыуювд.
дается макскмалы»» J вместо
^КТОР	f<"«
выражение:	?орг<?
ArfIlm,m (топл) ff[[m (топ>1)
(10.57)
„ мпгснмальной температуры топлива обуслов-
Сложность такого расчета	по проводимости зазора, теп-
ле,,а взаимосвязью	нагрузке.
лопроволиост» топлива I, -™'	„ диализе том к гого оариаита
раеЧетная прокада •	ВР „.„яется макс,,, ,,ч(, темпе-
реактора CRBRP, состоит виц,	Случайные in i, е юстн, свя-
ратурный перепад на топл 3	‘	, проводимостью зазора. | зумно счи-
занные с теплопроводностью • поскольку в эксперименте гл величины
соотве-зу-оте факт,
ленной ДТтопл и AT’.wop- в |1тоге получаем:
^^(топлтзаэор).т — (^Дролл о -^Т'ааллрД ч
+ /[А^тЬпдл^ топл-1)1*+1ДТмяорл (Рмж>р -1)Н •.	(I о .58)
где ЛЛт.)Пл+палор).т = Т’топл.т — T’ci.m- Следовательно, ’пкси.мальная
температура топлива определяется формулой
Лопл.т (г) ’^.о (вход) +А7ч|>вт(г)+ДТП||1ьт(ТОпл)
^^(типл-^аазор)	(10.59)
4,,Bfw«^roTep“aUm,eeS е н„ж„„м запасом, обеспе
допуск за счетР погреш]юстей°ег^тЧеИИе Z ” 0ПРелеЛяется необходимый
рис. 10.15 [281. На нем показано	ЮЩаЯ ОсЧа ' Сражена на
1 что максимальная линейная тепловая на-
Ределёгии Учета погрешностей при on-
z - "оикнадь>ое "°Й ТеплоВоП нагррки (М):
=я
J —значение цпк v *СИМальиО1< ходи. • м з«зо-
?€ н с Mn..cow м. " ‘ксямвдьиом жол-: iHOM 1«»
^акгпмадьидл ' ‘’есть »ке	гтоц <Э(Я;
«"««льноа и С аГ 14 ............... ™ 1 ‘3 * "°'
с ^1Мадь?Ое >Явч^МгФп^°₽О*	rt>:
nn; JM Факторе® н	” "
л 1К*чеииг	По> мажемиал*
— ми«»мальнМл	wx >• I-3BI *х; мнгера»л
Dacnilt'	wiaiMOCrb
₽*сп-1а»«*«« ТОМИВ.
Задачи
275
грузка 7.г»> допустимая при работе реактора, должна быть ниже уровня А.
Величина (уровень/?) определяется как поминальная линейная тепловая
нагрузка, умноженная на /~д и на коэффициент превышения номинальной
мощности (обычно 1,15 для реакторов 1TTF и CRBRP). Различие уровней
/1 и Б характеризует минимальный проектный запас, обеспечивающий усло-
вие нерасплавлення топлива.
ЗАДАЧИ
jO.l. Используя модель Новендстер па, рассчитать перепал давления и сборке
реактора I 11b с 217 твэламн. Длина пучка твэлов 3 м, Re 58000.
Дополнительные данные:
D « 5.84	.мм. /1г - 4344	ММ*
Р 7.31	мм. /1,	8,97	мм\
11 •= 305	мм, J9 ™ 17,94	мм3.
$ я» 1,47	мм, .4 а “ 6,39	ММ*,
Л ] =» 381	.	D,.} < 3,15	мм,
X, 48.	D 3,84	мм.
Л’, р 6.	Р я 2.90	мм.
Вычислить коэффициенты распределения \( и Л'2. Показать, что чле-
ны в скобках уравнений (10 II) и (10.12) равны 0,83 и 1,21 соответственно
при С( 2200 С’а • 1.9, Ся «= 1,2.
Вычистить также .V, и X, в модели ХРТ.
10.2.	Предположим, средняя скорость теплоносителя F в сборке реактора
БН с<ч тявляет 6 м с при длине пучка твэлов 3 м. Коэг]м|шни(чн распре
деления для канала / на рис .9. 13 равен 0,97. Заданы также следующие
типичные дли реактора БН величины:
D,j 3.5 мм (»<|я|к-ки1В||ЫН гидравлический диаметр).
D 7 мм (диаметр твэла).
Р/>=1,25 (отношение шага решетки к диаметру),
// D — 50 (отношение шага спирали к диаметру).
Re 58 000.
Рассчитать перепад давления в сборке, используя модель 11овепд
стерна.
10.3.	Покажите соответствие отдельных членов в энергетических уравнениях
(10.30), (10.31) и в уравнении (10.22).
10.4.	Топливные сборки реактора БП рассчитаны на температуру теплоноси-
теля, возникающую при превышении мощности над номинальным ш.т
ценном на 15 %, с доверительной вероятностью 99,9 "о. Номинальный
подогрев теплоносителя в сборке составляет 170 С. Оценить макепмаль
ное значение \7', исходя из приведенных в табл. 10.2 факторов перс
грсва.
10.5.	Предположим, определена линейная тепловая нагрузка исходя и
данных рис. 9 10. Паспортное значение зазора между топливом и об -
лочкой равно 0,15 мм, ее ошибкой пренебрежем. В расчете необходимо
предусмотреть превышение мощности на 15 над номинальным та
чением и принять доверительный интервал 2<т.
Определить максимальную лилейную тепловую нагрузку в номиналь-
ном режиме, которая обеспечивает нерасилавление топлива при нревы
шепни мощности на 15 % над номинальным значением (при довер.(
тельном интервале 2<т).
Глаза 11. Материалы активной зоны
МАТЕРИАЛЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
11.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Активная зона является наиболее напряженной частью любого реактора.
Быстрый реактор по сравнению с тепловым характеризуете я более высокими
температурами. Этим объясняется особое внимание, которое уделяется изу.
чениюповедения и выбору топливных и конструктивных материалов быстрых
реакторов.
Данная глава содержит более полное изложение вопросов» касающихся
проблемы материалов и затронутых в гл. 2 и частично в ы. 8—10. Всю
проблему» естественно» осветить в объеме данной книги ш ] >жно. По-
этому за детальными сведениями мы отсылаем читателя к спец гньной лите-
ратуре, например монографии Оландера III по технологии материалов БР.
Глава содержит четыре параграфа, по числу основных ко\ И' юнтов ак-
тивном зоны: топливо, конструкционные материалы, тенлоноситгл . материа-
лы СУЗ. Рассматриваются требования к каждому материал . его свойства,
возможные варианты и их сравнение. Особое внимание обращав гея на мате-
риалы реакторов типа БН ввиду их доминирующей роли в ядервой щерге-
тике будущего.
11.2, ТОПЛИВО
А. ТРЕБОВАНИЯ
Видимо, главным требованием к топливу быстрых реакторов является
большая энерговыработка (—100 МВт-сут кг), примерно втрое большая. чем
в легководных. Это ведет к значительному накоплению продуктов деления и
необходимости учитывать значительное распухание топлива и выход газо
образных продуктов деления.
нос" =^ТеДЪЯ^еТСЯ Также тре6оВа""е ВЫСОКОЙ \ДеЛЬНОЙ мощ-
ности (примерно в 4 раза больше, чем в ДВР). Кроме того оно окно вы-
ХГТЬ МЬШ,1е 1е”"еРэт>'Р"“' W»«~. что связано с малым' „нметром
всплеск°реТктив1юсти б'тяглп'6 НМеет ')ТВСТНая реакция активной зоны на
венная отрицательная обо р1'ятнымФактоРом безопасности является мгно-
вующая развитию аварии. Ф^зическим^я^ен^^’	препятст’
кую обратную связь явтяютгч Д™ явлениями, обеспечивающими та-
ратурное расширение топлива Д	эффект и аксиальное темпе-
Б. ОПРЕДЕЛЕНИЯ
приходится проводить*ра;'нообразныеРЯЮ1иНХ перечнслениым требованиям,
сравнивать различные характепитгчи п'спер,1Чента-!’ьные исследования и
носящейся к тем физическим явтеннчи ?ОЭТОМУ начнем с терминологии, от-
иного топливного материала. ’ 0Т0РЫе важны при выборе того или
11.2. Топливо
277
Энерговыработка (выгорание)
Как отмечалось в гл. 7, энерговыработка топлива определяется в еди-
ницах произведенной энергии (МВт-сут/кг). Параллельна .вводится поня-
тие глубины выгорания (или просто выгорания), характеризующее долю тя-
желых ядер, претерпевших деление. Второе понятие более удобно при оцен-
ке повреждения топлива под действием излучения. Связь обеих величии уста-
новлена в §7.3.
Механическая устойчивость
Стабильность (или нестабильность) размеров представляет интерес преж-
де всего при оценке объемного изменения топлива в результате облучения.
Деформация топливного материала из-за радиационных повреждений иг-
рает чрезвычайно важную роль при выборе той или иной конструкции твэла
и сборки. IВменение размеров обусловлено двумя физическими явлениями.
Во-первых, в каждом акте деления появляется пара продуктов деления.
Два новых атома обычно занимают болыняй объем, чем исходный. Во-вто-
рых. вместо разделившегося атома возникает свободный объем, пли ва-
кансия. Дополните ишые вакансии образуются за счет выбивания атомов из
мест их расположения движущимися ядрами (продуктами деления). Выби-
тые н вновь обра  и.цшгшч -I атомы, как правило, «застревают» между пло-
скостями решетки (хотя могут также щнять положения вакансий). В конеч-
ном счете усо ичнноеть ра ьмерон топливного материала сильно зависит от
свойств его п<рнон.тча.ц.нон кристаллической структуры.
Микроструктурные изменения
Малейшие примечи других материалов влияют на формирование и ори-
ентацию зерен топлива Характеристики топлива существенно меняются
также под действием больших температурных градиентов, как отмечалось в
§ Й.2 Таким образом, последующее поведение топливного материала зависит
от начальных изменений его микроструктуры. Например, при высоких тем-
пературах начинает идти процесс перераспределения пористости. При
этом существенно меняется теплопроводность.
Прочность
Такие механические свойства, как твердость и прочность топлива, не
играют столь важной роли, как при выборе материала оболочки. Дело в
том, что дефектное топливо удерживается оболочкой. Однако чтобы предска-
зать поведение твэла в стационарных и переходных условиях, необходимо
понимать механизм растрескивания топлива. Его возможные механические
состояния в условиях облучения иллюстрируются рис. 11 I Топливо в го-
рячей центральной области характеризуется свойством пластичности В ме-
нее горячей наружной области оно охрупчивается и в нем появляются ради-
альные трещины.
Ползучесть
Ползучесть—.это монотонно изменяющаяся с течением времени дирор
мания под действием постоянного длительного напряжения
Упругая или мгновенная пластические деформации происходят в момент
напряжения,тогда как ползучесть обнаруживается лини, по истечении <юль-
Глава 11. Материалы активном зоны
278
мани Постоянное напряжен не, приводящее к ползу
шего промежутка вР^е'" • даря большим температурным градцеиЛ
чести топлива,	..еской нагрузке, то мшктие,,,,*
Если материал поло - ,IK.,OKamioinioe движение, являются vnpv
механизмами, отвечающим» за Д Ц)1)( СледоваТелы1о. ДонолнителыЕ,
жт'ХшГХмХн.е^мзучест.,. связаны с депсти.е,,	оратор,„ „
мточен Всронтпоств того. что участок кристаллической решетки пр,юбре.
то^в Хшю ?" энергию Е. достаточную для возникновения дислокации,.
с
Рис. 11.1. Модель твэла
различных состояний облученного
лива:
/ — наружный слой, содержащий трещины;
2 — промежуточный слой; 3 — область пластич-
ности; 4 —оболочка твэла
нмостъ дефор*
ПОСТОЯННОЙ HI-
Рис. 112 Типичная лл .
мацни > от времени при
Гр) же
/ — упруги пластически»
первая, вторая м треп • •
5 ра»г i
областями
тол-
п<и>учаеп1;
кого смещения, пропорциональна распределению Больцман, ^р I £ tkT)\<
Поэтому скорость тепловой ползучести е при напряжении а к жно предста-
вить в виде
е —' а/п е.хр
кТ f
где показатель ш больше единицы. Таким образом, скорост тл чести рас-
тет с нагрузкой, а при фиксированной нагрузке растет с те иератхрой Та-
кая ползучесть при повышенных температурах, но в otcvtct не излечения
называется тепловой ползучестью. Напротив, радиационная пол и честь
обусловлена дислокациями только за счет облучения.
газяия'^п* кар.тана деФ0Рмаййн во времени при постоянной нагрузке по-
Видны три стадии ползучести. Сраз\ пекле упругой н
страя стадия”"^	начинается первая сравнительно бы-
не темпеоатгпы'лпяй/'1 ПР’1 температуре, по крайней мере равной полови-
ползучести,’которая перХдитвТосте?”3^^ ОТ°раЯ СТаЛ"Я замедлен,,0Й
перед разрушением Р последнюю стадию ускоренной ползучести
Распухание
говыработку ~Р]00 MBrcW-r/>6tvlie4ilTi> дубину выгорания 10 % (знер-
числу ядер) продуктов дёленпй д™ С007веТ|-'твует накоплению 20 °о ("0
атомов. Основная часть поо\\ к-т ™ пеРВ0Началыюм количестве тяжелых
чих часта,, пр11аод,п₽к	остается ° топлиие в е«ле не.тегу
к Жмчекню объема (расну танию топлива за счет
‘	' ‘г ..
11.2. Топливо	277
продуктов деления). Об этом говорилось выше в связи с вопросом стабиль-
ности размеров. Величина распухания определяется следующим образом:
\ v I fr	'
где *’ — объем топлива до н после облучения. Предполагается, что из-
меряемый объем содержит в себе все накопившиеся при облучении нелетучие
продукты деления.
Примерно 15 % общего количества продуктов деления составляют бла-
городные газы — ксенон и криптон. Они обычно нс задерживаются в топливе
и выходят наружу, однако косвенно влияют на распухание (11.2). Вначале
Рис 113. Кйчсстпсниая кар-
тина распределения rain-
вых пуэырькон к облучен-
ии» топлине
/ — WHyrplUtptiniU* fAinrue ну-
1ыркк. :	j. .
на границах мрей
эти газы t обираются в виде мл ц-ньких пузырьков внутри топливных терем
(/) н в виде более крупных па границах зерен (2) (рис. 11.3). Это приводит
к тому, что происходит дополнительное распухание топлива за счет газооб-
разных продуктов деления.
Утечка газообразных продуктов деления из топлива
Часть г.т !.т. которая диффундирует к границам зерен, выходит оттуда на-
ружу через сообщающиеся поры и трещины. I Iponecc утечки сильно зависит от
микроструктуры топлива и температуры. 1Скапливающийся свободный газ
создает давление внутри пита, из-за чего приходится создавать газовую
полость с размерами, выбираемыми из соображений допустимого давления
в конце цикла облучения (см. §8.2). Альтернативным вариантом может быть
вентилируемый твэл. из которою газ свободно попадает в систему теп гоиоси-
теля. Пример такой конструкции твэла дастся в § 17.5. Выход газообразных
продуктов деления в зависимости от глубины выгорания оксидного топлива
показан на рис. 8.8.
В. ТОПЛИВО НА ОСНОВЕ УРАНА
В гл. I было покатано, что уран-плутониевое топливо обеспечивает нам-
лучшие характеристики воспроизводства в быстрых реакторах. 11т различ-
ных видов ура и-плутониевого топлива более всего исследовано оксидное сме-
шанное топливо. Оно же нашло наибольшее практическое применение. Од-
нако и другие виды топлива представляются перспективными н могут явить-
ся основой для усовершенствования БР. Речь идет о металлическом, карбид
ном и нитридном видах топлива, а также топлива на основе тория. Мети г. к*-
керамика здесь не рассматривается из-за плохих характеристик гих-иреш пю г-
ства, поскольку металлокерамическая топливная смесь содержи! слишком
большое количество разбавляющего материала (стать, кис.юр.  i)
Глава 1 I. Материалы активной зоны
280
1 1.2. Топливо
281
Говоря о различу*
S	Xipa.«« то„.™о. Вьеле.и.е п,
няет некоторые его характер i '
Оксидное топливо
.^^/чтипп (110.—РиО») рассматривается во всех стпа
н/ЙХйнерев .югадане десятилегак как «пом ра;ш.,ти>| быпр^
Э?о объкняется большим опытом работы . IBP V ОКСП.ШЫМ то,
ьом в₽сделашюм выборе сыграли решающую роль такт факторы, Как
п шниипЗиая возможность достижения глубоких выгорании „ Вдл1„
uiie технологической промышленной базы для перерабогкн оксидного
Т°ПОпыт Эксплуатации ЛВР показал весьма удовлетворите н>иую меха-
нпческую и радиационную устойчивость оксидного топлив; и его химц-
ческую совместимость с материалами оболочки н tcii.ioiioci я о дна-
ко условия работы БР являются более напряженными ч< 1>Р (ны^о.
кие температуры и большой флюенс). Специфика 6wci] реакторов
обусловила некоторые особенности топлива, помимо его б высокого
обогащения. Например, в ЛВР отношение чисел атомы	кислорода
и металла (О/М) почти в точности равно 2.00, т<и ia i	п.тиво lip
содержит избыток металла (гнпостехнометрнчсский сост Делается
это для того, чтобы уменьшить влияние кислорода на об ку. прояв-
ляющееся в ее «утонении» и «износе», поскольку кис бладает
склонностью к постепенному выходу наружу под действие и лучения.
Существенными недостатками оксидного топлива являю > низкая
теплопроводность и низкая плотность. Первое качество прив< i it к большим
температурным градиентам и сравнительно низким линейным т т., вым на-
грузкам, второе — г у'уд2с?:::::с
Изготовление. Оксидное топливо имеет высокую
(примерно 2800 С для UO2). Поэтому его обычно ..л.
порошковой металлургии. Оксидные соединения урана и
ют в пропорциях, определяемых расчетным обогаще”
ную смесь в холодном состоянии засыпают втаб;
ратуре 1600 С производят уплотнение и ^,СЛ.1И1К-।
можно достичь теоретически предельной плотности
буется меньшая плотность, от 85 до 95 % теорпнческои
топлива создается для частичной компенсации эффекта ра
хания, а также с учетом возможного расплавления
случаях. Как известно, при расплавлении
расширение примерно на 10 %.
его те1Х°р^Рурь^	оксидного топлива с ростом
иых градиентов явзядтгЛ - ’ Ь В '' 2 ледствием больших температур*
цесс ьта? очень S" " ®Р“°Ва'"'е сто-16ча™' •' равноосных зерен 11ро-
ты реактора. Подобная ’к'автш^ЛЛрЛ40-10’6 иеРвого Десятка часов рабо-
следующем поведении газопбш ' РестР0,1К11 топлива сказывается на во-
физических свойствах (^9 2)“X Пр°ДуКТ0В деле»"« 2) и тепло*
* Стехиометрический согтя*
£тРпХкГмРИ ОТ,,ос»™ьном' иХта	ТОЧНЫМ соответствием химической
метрическом или гиперстех неметрическом"’битке кислорода говорят о гипосгехио-
Уставах соответственно.
к ухудшению характеристик воспроизводства
'	-	температур} плавления
изготовляют способами
। плутония емешива-
..гипгм. затем получен-
...легочные формы При темпе-
и спекание топлива Таким способом
... однако на практике тре-
до 95 % теоретической. Пористость свежего
|диацмонного распу-
топлива в аномальных
топлива происходит его объемное
Физические свойства. humin ...
В §9.2. Хотя н юхин	бЬ'Л” "Р«™вленЫ
принципиальным недостатком, o iIf ц«,	Л1Ю,° Топл,|в« является его
тых зерен (почти ю 100 теоретической п^11011'^ ?'°"л"на u :,0,,е столбчл-
ность, что позволяет существенно уволит	УлУ,|Ц,аст'ге”лопровод-
Температура плавления оксиднойилнв^'тод"кГ°()Г" РУ 'Ку'
ZwepS'иZ Йдиаграмма). "крХ
....................°
Рис III Зависимость
те м пер ату р ы 11.1 а пл<- и и и
смешанного оксидного
топлива от относитель
лого молярного co.trp
жлнмя РиО |2| (крн
nuc / и 2 соответствуют
твердо о у н ж и тому со
СТОЯНИЯМ PtlO> С СЮ ИН т
•л« енно)
/Чаяярное содержание РиОг ? %
подчеркнуть, чт«• высокая температура плавления отчасти компенсирует
недостаточною ь-илифоводпость с точки зрения повышения линейной теп-
ловой нагрузки 1см уравнение (2.2)].
Оксид урана имеет кристаллическую структуру, в которой ноны кисло-
рода образуют простую кубическую решетку, а атомы тяжелых металлов
располагаются в центрах гранен. Аналогичный тип решетки наблюдается
у флюорита (плавиковою шпата). Поскольку центры кубической решетки
нз ионов кисторода остаются незанятыми, плотность оксидного топлива
сравнительно невелика. Карбид урана имеет граненентрпрованную структу-
ру с переплетением решеток разных атомов, что приводит к большей кон-
центрации тяжелых атомов н соответственно к большей плотности топлива.
Смешанное оксидное топливо, как болынипство керамических материа-
лов, при температуре ио крайней мере ниже половины температуры плавле-
ния обладает хрупкостью. . Ьипь при более высоких температурах начинает
проявляться пластическая де [юрмация. Но -лов причине при больших тем-
пературных градиентах, возникающих в моменты пусков и остановок ре-
акторов, происходит растрескивание топлива. Полагают, что в стационарном
режиме работы реактора трещины остаются лишь в нери(|)ерийной части
топливного сердечника, как показано на рис. 11.1. Крупные трещины должны
исчезать. Однако полная картина растрескивания топлива в результате не-
избежных термических циклов остается не вполне ясной. Поэтому трудно
предсказать поведение топлива, в частности эффект теплового расшпрения,
в аномальных условиях.
Распухание. Как отмечалось выше, смешанное оксидное топливо изютов-
ляется с определенной степенью пористости, с тем чтобы предупредить дав
ление распухающего топлива на оболочку. Часть -хрректа распухания обу-
словлена действием негазообразпых продуктов деления. Но оценкам О ын-
№pa 111, она составляет 0.15 -0,45 % W V на I выгорания тяжелых это
мов. Обычно принимается значение 0,2 "о ХИ I' на I % выгорания пя сме-
шанного оксидного топлива с дефицитом кислорода. ')то даег величину рак
пухания 2 % при проектной энерговыработке 100 МВг-сут кг.
Глава И. Материалы активной зоны
282
разных продуктов деления- • .. (£> п утечку газа, структуру зерен, па?
нем необходимо	^аРтуру нее градиент. 1 ^пример, большая^
пределение пор1‘^	в более холодной пери£
газообразных продукт f ‘ вается в нем. 11оэтому на распухание эшй
* rXirf компонент влияет мало. В области равиоосных зсрй|
J82частьгаза „рождает удерживаться топливом, одиако из-за бод,.
S темвераттры происходят миграция газа и ..........о его па ,р.-„„|1В1
зерен Это ведет к существенному распуханию топлива. области еще бо-
S высоких температур (в зоне столбчатых зерен) основная часть газа запол-
няет внутреннюю полость, вызывая лишь незначительный эф|ект расцуха.
В конструкции твэла предусматривается начальный зазор ' жду топал,
вом и оболочкой, что, как и пористость топлива, снижас i < ма линую*
плотность. Однако слишком большой зазор веже.ihr.,с, . , как это при-
ведет к большому температурному перепаду между топ иге: к >болочкпй
К тому же из-за уменьшения плотности снижается коэф<| нт мт восироиз-
водства. Типичное проектные характеристики смешанного ж пдного топ-
лива реактора БН из расчета на энерговыработку l,in MBr- у кг следу»,
щие: таблеточная плотность — 90 % и «размазанная» п. <ть — «5 »,
теоретического значения. По данным на 1977 г. |3], около • 1 тыс твэлов
такого типа успешно отработали свои ресурс (при 1 % р рушившихся
твэлов), причем в отдельных случаях была достигнута Э1 рговиработка
150 мВт-сут/кг.
Выход газообразных продуктов деления. Вышедший из то., ив i га (ксе-
нон, криптон) заполняет пустоты, такие как полость в центре зазор меж
ду топливом и оболочкой. Обратного проникновения газа в топливо в про-
цессе облучения не происходит. Для сбора газа обычно пре гусм рнвлкл ia-
зовую полость в верхней или нижней части твэла Следует гметить, что
поскольку ксенон и криптон химически не растворяются и т< шве, нара-
стающее давление в газовой полости (оно же является равновесным во всем
твэле) не влияет на скорость выхода газа из топлива.
Эволюция выхода газа достаточна сложна и состоит из следу юшнх этапов:
зарождение газовых пузырьков, их рост и диффузия, наконец, сбор на меж-
ре ™х ,гРаннцах- О’еди специалистов нет единого мнения о деталях этой
картины 14].
но ИПП°кВп?пЮСТЬ га3а СИЛЬП0 в;|,|Яет температура топлива. Ниже пример-
из топлива	Га3.иЧеНЬ Шла' ответственно мала его утечка
ной так что значнтг-f uTKe 3°° " диффузия газа становится замет-
гает свободной понДХ*3” Ч<" г? ГЭЗа 33 ^“тельный перш/Д времени достн-
действие темпеоатупипг^г™' ПрИ те-^пеРатУрах выше 1900 К проявляется
проходя расстояниеРпопяц1^?”13’ аз0ВЬ1е пузырьки и лоры мигрируют,
нескольких .месяцев. Трещины в 3ереН 39 Время ОТ “ескольких дней Д»
объем. Численную оиенк-v «.Л то ,л,,ве >'скоряют выход газа в свободны»
ного топлива в зависимое™ от	пТесгР°е»ного и неперестроен-
формул (8.6).	еРговыработки можно полх чнть с помоадыо
рону более холодноГ^часги твэляТ'”” имсют тенденцию мигрировать в сто-
правлениях). Особое беспокойствоIV Е радиальном. так и в аксиальном на-
концентрации на наружной пппоп ызывает цез»<й, который при достаточной
звать разрушение оболочки PXi,0CTH топливного сердечника может вы-
11.2. Топливо
283
Карбидное топливо
Существует несколько видов соединений урана п углерода, однако наи-
большее внимание было уделено монокарбиду урана UC из-за его высокой
ядерной плотности. Как отмечалось рацее, кристаллическая решетка моно-
карбида урана имеет iраиенентрнрованную структуру с достаточно плот-
ной упаковкой атомов урана. Стехиометрическое массовое содержание угле-
рода составляет 4.8 %. 11 потопление карбидного топлива с заданной по-
ристостью осуществляется методами порошковой металлургии. Важной! ха-
рактеристикой карбидного топлива для быстрых реакторов, помимо его
сравнительно высокой плотности, является хорошая теплопроводность.
Микроструктура. Максимальная температура и температурный градиент
в UCнз-за высокой теплопроводности меньше, чем в UOa. Карбидное топли-
во менее склони ) к ра гре. кившшю, выилвземзму першпчче.'кимп изме-
нениями температуры В нем. как и в оксидном топливе, наблюдается ми-
грация пор в направлении против температурного градиента, однако этот
эф|ч*кт проявля, г. я слабее из-за меньшего температурного градиента. По-
этому сколько шГодь отчетливой перестройки карбидного топлива в обра-
зования центр плюй полости не происходит.
Свойства. 1 л. 11,1 |3| соиостаил^погся свойства смешанного оксидно-
го и карбидш пюлнва II» табл II 2 131 видно,как влияет облучение на
оба вила топлена. Необходимо подчеркнуть, что экспериментальные данные
о поведении оке дного топ липа под облучением были получены в результате
испытания бо.-ь 51) тыс. ibhob, средн которых было обнаружено лишь не-
значительно' 41 до с рентных. Общее количество испытанных твэлов с кар
бндным топлив* 1 было гораздо меньшим (около 5') )), причем число вышед-
ших из строя " н.члось велико |31. Однако в б ис • и вдпих экспериментах
была покатана шнможно ть у iteiiiiioro облучения твэлов с карбидным топ-
ливом до -игр "выработки около 100 МВг-сут кг.
Распухание. Радиационно? распухание карбидного топлива сильно за-
висит от его ст, хиомсгрнчг. кого состава, определяемого контролируемыми
условиями изготовления I иностгхиометрнчсекое топливо UC (т. с. с дефи-
цитом углерода) содержит в топливной .матрице свободные атомы урана, ко-
торые проявляй г тенденцию к миграции н сбору на границах зерен с образо-
ванием металла>  <кой фракции. < коросп. последующего распухания выдел ив-
Т блице II J. Качественное сравнение свойств смешанною оксидного
Н Кирби,1НОГО 7 (HI л ян
Свойство
(L. Рц)О
<и. Ри)С
ТеплопроводКОСТЬ
Тепловое расшире но
Тепловая ползучесть
Радиационная ползучесть
Совместимость топлива с натрием
Химическая совместимость топлива с оболоч-
кой
Выше, чем для
карбидною
I IpH мерно
Выше, чем для
карбидного
Выше, чем для
оксидного
одинакова *
Лучше, чем для
оксидного
Лучше, чем для
OkVH.lllUfO
* При одинаковых гечнерат) рлх скорости тепловоП лол lyuecru бли »кн. м<> н* мвксимш <..
от напряжения рамнчаюпя.
Глава 11. Материалы активной зоны
284
Таблица J 1.2. Свойства облученного смешанного
оксидного и карбидного топлив |3|
Смешанное окснлнос топливо
Смешанное карбидное топливо
Высокая температура в центре твэла
Низкая линейная тепловая нагрузка
начале облучения ( — 50 кВт/м)
Перестройка топлива
Высоким выход газообразных продуктов
деления п большое газовое давление
Высокая пластичность и слабое механи-
ческое взаимодействие топлива с обо-
лочкой
Выход негазообразны хг продуктов деле-
ния (цезий и др.) и химическое взаи-
модействие с оболочкой
Иизкая температуря в центре твэла
......................................-
птёететвие заметкой перестройки топлива
S ны.хггл газообратных продукте» Д(.
,е, Ш Я значительное распухание
I иг кая пластичность И ск.п.иое механцче-
"кое взаимодействие топлива с ободоч-
п^ттвие выхода (клн «a-тая его вмнчя-
Н’й негазообр/пных продуктов деления,
науглероживание оболочки
шегося металлического урана оказывается очень большой 15) Поэтому одна
из проблем изготовления карбидного топлива — обеспечени» необходимого
стехиометрического состава. При использовании карбидного оплива жела-
тельно выявлять и исключать условия, ведущие к дефициту города Еще
одна проблема изготовления — поддержание предельно ни ой концентра
пин кислорода с тем, чтобы предотвратил» образование ою да
Следует иметь в виду, что избыток углерода также приводит к плохим
последствиям. Могут образовываться высшие карбиды, которые перемещают-
ся и вызывают так называемое науглероживание оболочки 11( обл« ча защиты
Рис. 11.5 Зависимость
выхода газообразных
продуктов деления нэ об
лученного карбидного
топлива от температуры
при облучении |6):
О — прм массовом содержа-
нии углерода менее 4 V;
• - при ббльшем
инн
оболочки
д^топ^п В консРрУк«ли твэла прК(ХмятпМ0Ле,,СТВ1,Я (табл 11 2> о6остРя'
нёниюЛ11В0М " Оболочкой-Натриевый’поё р||.ваг,ся натриевый подслой меж-
^ХькГЛ0ВЫМ (Г^иевым) Sa	'Ф^тителеп ио срав-
ни пое1гмрг^°ЛЬШОИ темпеРатурный пепмгг.пЛЛ0П₽0В0'ая1дих характеристик,
возможных ltXTS0 в?сокой теплопроводное-^ газовом подслое сводит на
щитиой обозс^еи"" ЭТой пРоблемы явтягте Ка₽б|,д',ого топлива Одним из
оболочки в натриевый подслой ВВеДе,"'е Данини тельной за-
11.2. Топливо
285
Выход гаюобразных продуктов деления. 11ри температурах топлива, уста-
навливающихся в работающем реакторе, выход ГЭЭОобразпых продуктов
деления из карбидного топлива стехиометрического состава существенно
меньше, чем из оксидного. Для Образцове температурой около I35G (' был
зарегистрирован выход газа, превышающий 50 %, что обычно относят за
счет гипостехнометрпчеекнх смесей, в которых проявляется эффект распуха-
ния металлического урана. Этот вывод иллюстрируется рис. 11.5, который
показывает большой газовый выход в углероддефи пятном топливе при тем-
пературе около 1300 С (61
Смешанные у рап-нлутонпевые карбиды. Несмотря па то, что впутрнре-
акторпых измерении со смешанных карбидным топливом UC РиС было не
столь много, как с UC, сравни тельный анализ позволил сделать вывод о
значительном сходстве в свойствах того и другого. Избыток углерода ведет
к образовании I’UjC.,, а при его недостатке происходит отложение металли-
ческого сплава И- Рн. Распухание последнего проявляется так же, как в
топливе НС । ипостехпомегрнческого состава.
Металлическое топливо
Все первые быстрые реакторы имели небольшую мощность и работали на
металл>|Ч(ч,-ком топливе. Оно отличается простотой и шотовлення, имеет высо-
кую теплоп| "водность и большую плотность (19.0 । см“ при комнатной тем-
пературе) 11р1!цциииалы1ая проблема использования металлического топлива
заключается в его сильном радиационном распухании, имеющем крайне
анизотропный характер, в связи с чем происходит существенное изменение
размеров I ели в ТВЭЛ зш ружается плотное металлическое топливо с неболь-
шим за юром между топливом п оболочкой, го максимальная элерговы работ-
ка не превосходит 10 МВт-суткг. Это слишком малая величина, чтобы го-
ворить об экономической э<|х|к ктавностн БР в этом варианте. Были пред
ложены с н дующие меры по увеличению энергоныработкн. Первое предложе-
ние заключалась в изготовлении твэлов с центральной цилиндрической поло-
стью. которая должна »аполнят»»ся распухающим топливом |7|. Второе
предложение, реализованное в реакторе EBR-2, было связано с увеличением
зазора между топливом и оболочкой |8|. Далее мы остановимся кратко па
успешном опьггх работы реактора I BR-2.
Кристаллическая структура. Металлический уран имеет три (разы (а,
Р и у), соответствующие диапазону низких, средних н высоких температур
Каждая фаза характеризуется своей кристаллической структурой. Так.
орторомбическая решетка в a-фазе отличается сильной анизотропией, кото
рая проявляется в свойствах материала. Несмотря па хаотическую орнента
цию зерен, даже незначительная холодная деформация материала приводит
х их преимущественной ориентации, следствием чего и является крайне Нс
равномерная картина объемного расширения. Наиболее изотропно материал
ведет себя в у-фазе, которая характера чуется обьемпоцен грированиой куби-
ческой решеткой.
Физические свойства. Как и в других топливных материалах, в металли-
ческом топливе теплопроводность падает по мере выгорания, что спя».ню
с уменьшением плотности. Особенно сильно этб проявляется н связи с распу
ханием урана Даже при незначительном распухании происходи! himchuw
увеличение твердости и предела текучести материала. Имеются протшюречн
вые данные о влиянии облучения на такие характеристики, как пластнчшх.Т1>
и предел прочности ла разрыв. Плавится мегаллнческни уран при
температуре 1132 С.
286
v me температурах (от 40:) до 600 °n
Распухание. При ""З^'^пвовош. и« " ураи-пау™,нового чета.,.
склонить к распухай» Л SP |(||)ке 4М с это явление пропадает,
эического топлива очень велика. > „аблюдаютоя каплепидпие обра.
В диапазоне 400-500 с па гр-п № Г „||ТС|,епвеп 11..лагают,
зевания. процесс распуи» Ч обусловлена нс ii.toctincckoii теку,
деформация топлива в перЧ» I	,„|ЫХ помрмюеток и образом,
честью материала зерен, аскат 0мерезаполнения газообразными цро.
пнем пустот. Объем"^.^”тР<(межзеренное» распухание. 11Ри т.-мцерату.
Т“'"’шаютс” "ма ""‘“"ч'са
лечиванпя».	выражен нон склонности к распу ханию
Образование сплавов. HjMJH	с прн(>м
металлического топлива R ' асТН0СТИ большое вннмаии' ул< тялось ма.
Радиационным!! свойства 1-	более изотропныехар.ткг ристики 11о-
терналу в т-фазе, ^«“ХТмншисгиавом следует считать мотибдениум,
видимому, в этом отн	/«Пауирн») к американском Эн ико Ферми*
В английском	Хо-о ^!.лива служил ' лцбдениум с
•JSTS» ZZ'npnMepuo ........................ к ™.п». глуб„„а
™“ Я В этох реакторах была недостаточной, чтобы считан, ,«.патом,.
Sue Еод^ных реакторов в АЭС экономически целесообразный Ьолте глу.
бонне выгорания был!, достогнуты в реакторах с примети-иисм так называв-
мого «фиссиума»**, а также циркониевого сплава.
Опыт эксплуатации EBR-2. Топливом EBR-2 первоначаль сложил
сплав металлического урана с 5 % (по массе) фисснх ма. С
ва была достигнута энерговыработка около 100 МВт-сут кг В спи ж с зада-
чами по испытанию материалов значительная часть активно!  «того ре-
актора затем была загружена оксидным топливом.
Основная причина, по которой была достигнута большая глу( ина выго
рання металлического топлива, заключалась в его искусственно ^данной
пористости. Твэлы изготавливались с большим зазором между топливом и
оболочкой, так что «размазанная» плотность топлива составляла около
75 % теоретической. За счет интенсивного распухая 1Я тонлипл <а юр быстро
исчезал, при этом пористость топлива достигала такой степени, чгл газообраз-
ные продукты деления свободно поступали в газовую полость. I Ьклсдухмцее
распухание топлива сдерживалось оболочкой твэла
В качестве усовершенствованного вида металлического топлива исследо-
вался сплав U—Pu—Zr (8|. Его основное преимущество — возможность ра-
боты при более высоких температурах. Температура плавления этого спла-
ва довольно высока (1150 С), а температура его эвтектики, содержащей ма-
териал оболочки (нержавеющую сталь), составляет окаю 810 С. В сплаве
L’Fs температуры плавления я эвтектики равны 10ЭЭ н 70.5 ( соответственно.
В пользу металлического топлива на основе сплавов U—Рц—Zr и UFs вы-
двигается следующий довод. Несмотря на низкую «размазанную* плотность
топлива, обеспечивающую глубокое выгорание, плотность делящегося вещест-
скоМ\1аирИн1бч^У?аИИМ ст*)адает неоднозначностью, когда речь идет о метялличе-
при пирометаллургической Хеиботк^тНпе,1Т₽аЦИЮ "Р^У*10® деления Полунетс®
ботапной для EBR-2 МассовоеЛо-г™ - оП‘'1нва По технологии, специально РаДа.
Rh - о,з pd _ 0,2 %; zr- о । %;aNb - ооГ%* "° “ 2,4 % Ru " 1,9
11.2, Топливо
287
па в нем все равно достаточно педика, если исходить из требований к коэф-
фициенту воспроизводства.
Не вполне ясными являются последствия низкой плотности в характери-
стиках безопасности. Действительно, доплеровский коэффициент в быстрых
реакторах с металлическим топливом мал (из-за жесткого спектра нейтронов).
Единственный благоприятный эффект — отрицательная обратная связь ио
температуре за счет аксиального расширения топлива. Однако не ясно, до-
статочно ля велик этот эффект в условиях значительной пористости топлива.
Необходимы более детальные исследования этой проблемы.
Другие урановые соединения
В принципе многие урановые соединения, помимо рассмотренных выше,
могли бы служить в качестве реакторного топлива. Однако из всех этих
соединений существенное внимание было уделено лишь нитриду урана UN.
Его свойств.! подобны свойствам карбида урана (91. Ингрид урана более сов-
местим но сравнению с карбидом урана с материалом оболочки из-за отсутст-
вия э<|к|х к|.т науглероживания Однако суди и, о его достоинствах прежде-
временно. шк'кпц.ку еще недостаточен опыт ви\ 1рпргакторцых испытаний.
Имеются сложности изготовления, связанные с литьем в азотной атмосфере.
При температурах выше 2000 ( происходит разложение UN, что никак не
сказывается на работе в нормальных условиях, однако затрагивает опрс
деленные аспекты безопасности.
Свойств мп, аналогичными свойствам UN. обладает сульфид урана
US Однако плотность последнего не превосходит плотности оксидного топ-
лива, чем и объясняется отсутствие интереса к US. Высокую плотность име-
ет кремпш в! соединение U.,Si, однако опять-таки отсутствие опыта внутрн-
рсакторных испытаний не позволяет сделать определенные выводы. Анало-
гично обстоит дело с храповым фосфатом UP.
Г ТОПЛИВО. СОДЕРЖАЩЕЕ ТОРИИ
Как отмщалось в гл. 1. в реакторах-размножителях (быстрых или теп-
ловых) может быть осуществлен ториевый цикл: r|~Tli -“*0, однако его
характеристики воспроизводства оказываются не очень хорошими Тем
не менее возможностям использования тория в быстрых реакторах уделя-
лось достаточно много внимания 1101.
По сравнению с ураном металлический горни отличается лучшей теп-
лопроводностью и меньшим тепловым расширением. Благодаря этому тепло
вые напряжения твэлов снижаются. Кроме того, торий характеризуется
меньшим эффектом обратной температурной связи, обусловленной тепловым
расширением, и меньшей плотностью, чем уран.
Наиболее существенным отличием горня ог урана является его н.зотрои
пая кристаллическая структура (гранецентриронанпая кубическая решет
На). По этой причине изменение размеров в условиях термоциклов и облу
чения оказывается не столь большим, как в металл и чес ком уране в анизо
тропной фазе. Радиационное распухание у горня меньше, и он более пластн
чец. Температура плавления у него более высокая (1700 *.). I |оследнг>
свойство затрудняет процессы плавки н литья при изготовлении. После от
лцвки в металлическом тории образуются крупные зерна. При холодной де
формации он легко растрескивается В то же время в горячем состоянии он
легко прокатывается без промежуточно! о отжига до толщины около U,025 мм
В целом металлический торий более прост в обращении, чем металлический
Уран.
Главе И. Материалы активной зоны
28В
Оксиды
ЛП,. п тиргтве топлива, его необходимо смешл-н
Чтобы торий ,lcnaiB30Gого тог!\1|Ва сдается получить необходимую смесь
с ураном. В случае оке; идентичной кристаллической струг
г» п— ........................................~
m я штакотемперагуриого распределена я порпстостп . атмосфере „мд
^Однако последнюю операцию лучше проввдать в атмосфере водорода м
избежание образования кислородного избытка.
В ТИО, наблюдается образование столбчатых зерен к< югяч гвующих нм
двояковыпуклых пор, так же как в UO2. Однако давление паров ПЮ, мень-
ше поэтому рост зерен начинается при более высоких температурах (пример,
но на 350 °C). Рост равноосных зерен в Th()2 и UO., происходит одинаково.
Картина теплового растрескивания также одинакова. Те ,> проводность
чистого ториевого оксида примерно на 1<) % выше, чем чистого ранового
Имеющиеся данные по облучению TliO,—UO« топлива свидетельствуют
о малом эффекте распухания. Его можно использовать в бьк  рых реакторах,
по-видимому, аналогично UO2—PuO2. Однако для окончатс tx заключе-
ний нужны дополнительные исследования.
Карбиды
Карбид тория ТИС характеризуется гранецентрирован й решеткой,
имеет плотность 10,65 г см3 и температуру плавления 2625 Положитель-
ным качеством ThC является возможность изменять массовс 'Держание
углерода от 3,8 до 4,9 % без изменения кристаллической структуры Этим
он сильно отличается от UC. Информации о поведении смеси TI UC в на-
стоящее время недостаточно.
Металл
Металлическое топливо из тория и урана изготовляется достаточно про-
сто. Однако следует иметь в виду, что доля урана не должна превышать оп-
ределенную величину. В противном случае'возникает проблема стабильно-
сти размеров.^Можно допустить содержание примерно I "
пни ^рана последний начинает концентрироваться преимущественно на
границах зерен. При содержании урана до 20 % его можно рассматривать как
дисперсною примесь в гранецентрированной кристалл и ч<юкой решетке то-
««то " Л1|ШЬ п!)н ^олее высоком содержании урана может образовываться
>’Ран-Т0Рисвая с однородной структурой
топтнвипгл мятТ"КИ Раств0Р||ЫОСТИ урана в тории и стабильности размеров
шлется пои CHST Оказь1Ваютсй взаимосвязанными Стабильность улуч-
татами	m V содержания урана. Этот вывод был поддержан резуль-
1'Ст,,	вн ИР И реактор ных испытаний 1111. Был
uxilt t-pdrilbl.
1) большая часть продуктов деления
рни, а не в уране;
продукХКОд1ченн?^амиГЬ У₽Жа способств>ет захвату газообразных
Дкффии^е^	Т°Р"И	газО0°"
ления газа меньше) Степ™. -ра с <т- е эФфекг распухания за счет накоп-
в Th—U топливе велика до те^поп*Т'* газообРаз,1Ь|* продуктов деления
трещины.	’ °Р’ пока в нем не образуются значительные
. 4 ___ ..г...г.... урана в твердом
растворе U—Th при температурах до 1000 С. При более высоком содержа-
нии урана последний няиниярт	.—     —
и получены следую-
высаживается в металлическом то*


1 1.2. Топливо
209
Д. ОБЩЕЕ СРАВНЕНИЕ
Как следует из предыдущего, существует несколько возможных видов
топлива для быстрых реакторов. Для обоснованного выбора необходимы их
испытания в условиях глубоких выгорании. Такие испытания требуют ра-
чительных затрат средств и времени. 'Гог факт, что UO2—PuO.> топливо к
настоящем) моменту исследовано достаточно подробно, дает ему большое
ПрСЦМ) ЩССТВО.
Для проектирования ВР важную роль играют также пен rpoiiiioTpirnine-
скис характеристики топлива и характеристики безопасности. При этом
расчетчики скобос випм пше уделяют нейтронному спектру, поскольку от
пего зависит коя|м|)пншнт в<к-производства: чем жестче спектр, гем выше ко-
эффициент воспроизводства. Самый жесткий спектр образуется в топливе, ле
содержащем земеллнпля Таковым является плотное металлическое топли-
во. В то ж» время в таком спектре поток нейтронов в нпзкоэне|п етпческоп
на II Спойстма урайоны* и плутониевых видов топлива
Вид ТОПДМгм	Температура Плавлении. К	Тепл от л пл жален tot. 1ж кг	П .< гмость 1 теоретиче- ское Значе- ние). г см*	Коэффициент теплопровод- посгн. Вт/(м.К)		Удельная теплоемкость К)		
						зоо к	При тгмпсрлтурс ПЛПГ1ЛСВНЯ и фиэлч	
				7И0 К	I7H0 К		тясрдоЯ |	жидкой
Металл |13| и	110Я	38.2	19.0			0.12	0,16	0.20
Рм	913		19.ч			0.18*		
Оксид*• 00,	313Я	277	10.97			(1.24	0.77	0.50
«и... Pue.iJO,	3023 (твердая ||1л «1 ) 5063 (жидкая	277	11.08	4.0' ‘	2.3-’	0.26	иди	0.50
								
PuO.	2670		11.46			0.35*•**		
Карбид [12) UC	2780	184	н.ь	16	17	0.20	0,35	0.28
(1'о . Риол) О, (13|	2FH8	|ЗД	13.5			0.19	0.43	(1,28
	(твердая ф<Т !Т) 2780 (жидкая							
								
РиС (12|	фа							
	1920		13.G 14.3	12		О,24’**‘ (|.27*-*‘		
Нитрид 112|								
UN	2870							
PuN	2770		14.2			0.26****		
Фосфид [12] UP	2880		10.2	17				
PuP	2870		9,9					
Сульфид 112]	2750		10.4	14				
PuS	2G20		10,6					
• При 780 К.	я , г .
•• Давление паров СО* н смешанного оксидного топлива рассматривается в J 15
При теоретической плотности. И/М-2 (им. рис. 9,2).
•••• При 1760 К.
Зак. 1292
Глава Н. Мзгериаль^ит-Г^
290	_______—------
~500 ТОЗО ~1500	~^00
Генлература, 0
Рнс. 11.6. Зависимость коэффициен-
та теплопроводности различных ви-
дов топлива от температуры [1-1
области (0,1 — Ю кэВ) гораздо мецьщ«
чем в спектре быстрого реактора с кера’
мическим топливом. Поэтому в э
реакторах с оксидным или карбид^
топливом доплеровский коэффициент (1е.
сравнение выше, чем в быстрых реакто.
рах с металлическим топливом.
‘В табл. Н.З приведены физические
свойства храповых и плутониевых видов
топлива. Явное преимущество металлов
заключается в их высокой плотности
Зато они существенно проигрывают по
температуре плавления. На рис. |ц
[121 показаны характеристики п нлопро
водности для различных видов топлива
стехиометрического состава. Здесь преимущество металлов очевидно. Однако
мы’знаем, что плотное U-Pu металлическое топливо не выдерживает даже
средней глубины выгорания и поэтому непригодно для ш пользования в
быстрых реакторах-размножителях. Необходимое уменьинни средней плот-
ности примерно до 75 % теоретического значения в* ют ' и-чу ухудшу,
нию теплофизическнх параметров твэла
11.3.	ОБОЛОЧКА И ЧЕХОЛ
Оболочка твэла обеспечивает его целостность, мсханич прочность
и разделение топлива и теплоносителя. Она препятствует г -тамию газо-
образных продуктов деления в первый контур тепложх тя* В кои
струкшш ТВС не менее важные функции выполняет чехол §84). Обо-
лочка и чехол находятся примерно в одинаковых темпера™, <х и радиана-
онных условиях, хотя имеются специфические различия, обхетовливаюаше
более жесткие требования к оболочке. Ниже мы рассмотр • войства кон-
струкционных материалов и требования к ним при выполнении тех или иных
функций.
А. ТРЕБОВАНИЯ
Основным требованием к оболочке твэла быстрого реактора является
пкипСТЬгПрИ Bb,C0K!Lx температурах л радиационная стойкость при для-
облчпигя пА’?-,еН"И’ П° ЭКОНОМ|1Ческим соображениям необходимо, чтобы
малышх темпрп?а РеСУяС0М pa6ond в активной зоне окаю 3 л-т при мако-
вый Флюенс и fj'РаХ’ бл,|ЗК5,х к в условиях о6л\ чення. Макснмаль-
ZhJ В In nt6hlCTpb,x РеаУ°Р«** составляете-10» иейтр см*. что пря-
ность твэлов л itM и тнртся эффектом *™одных ЕеактоРах- Рабогоспос*
радиальную деЛопмйгппл в Э(рФектом распухания. Действительно, допуск на
не должен пргаышать 3 “^Тэтв, w™°Ka3“^!?T ’кон-'|,|чкк"е расчел»-
временных разрывов „ т^щнл в Хо'ч’ках	''3беЖаТЬ ”₽
В конструкции твэла может быть
Радиационные повоежтеиио	.
тронов с энергиями выше 0 I ЧэВ ПпыТерИаЛ0В оСычяо связывают с действием «*‘
сяучае Речь идет о нем	говорят 0 повреждающем флюенсе. »»
флюенса с учетом всего спектр быстрых"Р°ГНе °ЦекК« повреждав
л не.
предусмотрено контролируемое вентнлнРоЫ’
11.3. Оболочка и чехол
291
Материал оболочки поглощает нейтроны и ухудшает нейтронный ба-
ланс в реакторе. Поэтому желательно, чтобы конструкционный материал
имел низкое сечение поглощения нейтронов. Таблица II.4 содержит такие
данные по сечениям поглощения быстрых и тепловых нейтронов [I2I. Следу-
ет иметь в виду, что поглощение нейтронов конструкционными материалами
в быстрых реакторах не столь существенно, как в легководных. Это обуслов-
лено следующими причинами. Во-первых, отношение сечений hoi лощения
топлива н конструкционных материалов для спектра быстрых ней тропов
гораздо ниже, чем для спектра тепловых нейтронов. Во-вторых, в быстрых
реакторах доля конструкционных материалов меньше, чем в легководных.
Таблица III Нейтронные сечения гни лощения быстрых и тсплоных
нейтронов для возможных компонентов конструкционных материалов
ЭЛснсНг	(100 кЯЦ. мб	о,|у (тепл), й
AI	4	0,230
Ti	6	5,8
1-е	6.1	2.53
Сг	6,8	3,1
V	9.5	15,1
Si	10.0	0,16
( *	II .5	37,0
Ni	I2.G	4,8
/г	15.1	0.18
Си	24.9	3.77
Ми	25.6	13.2
Мо	71	2.7
Nb	1(H)	1,15
W	I7H	14.2
Ти‘	325	21.0
• И. । ня кик погдлгппглъ * регулирующих стержнях.
Из табл 11.4 следует, что цирконий, входящий в конструкционные мате-
риалы лпководных реакторов (циркалой) н имеющий сравнительно ни жое
сечение поглощения тепловых нейтронов, не очень подходит для использова-
ния в быстрых реакторах. Кроме того, циркалой не удовлетворяет требова-
нию прочности при высоких температурах, обычных для быстрых реакторов.
Сечение поглощения быстрых нейтронов никелем также сравнительно вели-
ко. поэтому сплавы с высоким содержанием никеля нежелательны. Однако
это соображение отходит на второй план при рассмотрении никелевых спла-
вов как возможных слабораспу хающих конструкционных материалов.
Нержавеющая аустенитная сталь (марки 316) с холодной 20 %-ной де-
формацией выбрана в качестве основного варианта конструкционных мате-
риалов ближайшей серии реакторов ЬН. Аустсшниая сталь харакн-ри ю i
ся гранецентрированной кубической решеткой атомов железа (тогда как, па-
пример, ферритная сталь имеет объемно-центрированную кубическую решет-
ку). Кристаллическая структура аустенитной стали устойчива в диапазо-
не температур от 910 до 1400 С. Для стабилизации этой структуры при бо-
лее низких температурах (вплоть до комнатной) в состав стали вводится
Добавка никеля. 11о сравнению с ферритной аустенитная сталь имеет преиму-
щества, заключающиеся в лучших качествах но высокотемпсра!урной пол-
зучести и коррозийной стойкости. Тем не менее рассматриваются возможно-
сти использования ферритной стали в качестве конструкционных мате-
риалов быстрых реакторов (для оболочек твэлов и особенно для чехлов)
292
Глава22	____
Б. радиационные свойства
Пбппочек первостепенное значение имеют следуЮ1ц
Для материалов оболо1е Р	,ие> охрупчивание, распуХак11
четыре свойства: радиационное
радиационная ползучесть.
Радиационное упрочнение
прпюткн т е. когда происходят внедрения атомов
При разупорядочен| 1 Ре ’тъ материала увеличивается. Подобный
чТиаГ^Йс ₽к™	8 *
как на-
Рис. 11.7. Типичная мри
пая «напряженно тс
формация» при тсмпорл
турах выше («) н ниже
(й) температуры хруп
копластичного подхо-
да; су —* продел текуче-
сти; — пре тел проч
кости на разрыв (6} «тк
напряжение разруш» чня
(а): X—точки хрупко*
ГО (л) ИЛИ ПЛЙСТИЧ1- кп
ГО (б) разруН№1ГЦЯ мн
терпал f-r- г г х .|рдкте
рнзует область пластн
ческой деформ ЯП ни (тс
формации упро копия)
ласть пластической деформации, которая сопровождается яв-инисм дефор-
мационного упрочнения. Это явление положено в основ} ста тартиол мето-
дики улучшения прочностных характеристик конструкциош лх материалов
(методика холодном деформации). Применительно к оболочкам та сов ояа
заключается в их растягивании при комнатной температур1’ М ой холодной
деформации является относительное изменение площади Ссч< нгя. Холодную
деформацию оболочек п чехлов реакторов БН доводят до 20 ». что почт
эквивалентно изменению толщины стенок на 20 %. Сущность явления со-
стоит в появлении дислокационных нарушении в стр\ктуре металла. Они
меняют его механические свойства, в частности увеличивают предет теку-
чести и уменьшают пластичность.
Аналогичный эффект упрочнения металлов наблюдается под действием
рН РассеяН1!И нейтронов происходит смещение атомов и их
кают* так 14д?ктйГЛ0СК0СТН°е пРостРанство- В поврежденной ранетке возни-
тачта Однако гчпб1^ИСЛ°К1жИ°ННЬ1е увеличивающие прочность ме-
°Х»ат ™ ± *КТ снль"° s™™’ от тсмперэпры 11ря »
шинного упрочнения. Нар™ 11 sTllTn" осл',Гияющ,,й s**ehT
характеристики нержавеющей с а1, , Л"Р	"р04"^
И температуры (141. Видно чт„ R ' ; рки 3,Ь) в зависимости от Ф-i^
радиационного Упрочнения’ >словиях невысоких температур *1*ИТ
«я с ок праЦХкп Хает Р2*™ Од"ако пр" ’«“"ера<'те ««•
енеа. При низких флйнсах^еай'иг'10''"0™ >',1Р°'шен“" зависит o’ 4”^
V ах (Mt,lee ,0 1 нейтр см2) появление сопротивления
11.3. Оболочка и чехол
293
пластической деформации обусловлено влиянием газообра шьгх продуктов де-
ления. Опп создают трение для плоскостного скольжения. 11рн высоких флю-
енсах, характерных для условий работы реактора БИ, основной механизм
радиационного упрочнения связан с появлением петель дислокации.
Выше отмечалось, что явления радиационного н деформационного упроч-
нения весьма схожи. 11менио поэтом) деформационное упрочнение облученной
Рис II Я 3 всимпсть пределл прочно-
сти от флюенс® при низких температу-
ря* [М]
I
I
i
«да
зоо
zoo
°0
-о^
0/0
100
500°^
о 650 °C
Л-v— ?оо °с
О -W*C
о -#да°с
о -650°[.
Л -700°C
V - 760° С
• -020°С
760 зго°с
____L__I___I---I----1---I-----
О 7	Z	3	4	5	6	7
Флюенс (0>0,1МзЪ), /Огг нейтр/ъм1
Рис. II.9. Зависимость предела прочно-
сти от флюенса при пысоких темпграту
pnx |l l|
стали ш дй' Т тот эффекта, который наблюдается при холодной деформации
иеоблучениой егз.тн Де1]н'кты облученной стали, ответственные за упроч-
нение. с и п. мши очисленны, что дополнительные нарушения структуры дают
ОТНОСИТГЛЫК- И0б(С1Ы11<)Й ВКЛЯД В резуЛЫ ИруЮЩцЙ Э(|х|)СКТ.
Охрупчивание и разрыв
11<>д действием облучения конструкционные материалы охрупчиваются.
Поэтом) полезно рассмотреть детальный вид кривой напряжение дефор-
мация, например для ферритной стали (рис. II.IU). Видно, что начальная
нагрузка, приложенная к образцу, вызывает упругую деформацию, дейст-
вующую в области линейности (в области закона Гука) до точки //// (преде-
ла пропорциональности). Обычно эта точка лежит ниже предела текучести,
которому Iоответствует верхняя точка /Г Область текучести лежит между
верхней di) и нижней (//) точками и переходит и область так называемых де
формаций Людерса При дальнейшем увеличении напряжения происходит
дополнительная деформация, сопровождающаяся Д(х|м>рмацношгым упроч-
нением, вплоть до предела прочности на разрыв (ПНР). При снижении на-
пряжения будет наблюдаться область шейкообразовапия, заканчивающаяся
точкой разрыва. Штриховой линией обозначена истинная кривая напряжение
—деформация, получаемая из экспериментальной надлежащим пересчетом,
при котором учитывается уменьшение площади сечения испытываемого об-
разца.
Аустенитная сталь ведет себя под nai рузкой несколько иначе (рис 11 II)
Основное отличие заключается в том, что на кривой для аустенитной стали
не наблюдается четко выраженного предела текучести, г. е. нельзя определить
напряжение, при котором начинается пластическая деформация Назиону
для аустенитных сталей приняли условный предел текучести оравный рас-
тягивающей нагрузке при деформации 0,2 %. На рис 1111 ла точка пату
Глава И. Материалы активной^_______________________
294	--------------—----------
vtiacTKe пропорциональности, смещенной вПра.
чается пересечением линии а I ft „апрЯЖе||11е-деформаинЯ.
во на 0.2 %, с экспериме таль 1 соответствует границам напряжений
Область п.т'пшческих	1|0СТ1, „а разрыв. Чтобы охарактерИ30.
от предела текучести до предела I	ввод$]т терМ(||( oxp!/WII(iafilte
вать степень уменьшения пласт нсй 01).,ми обычно становятся менее
таллы при	полностью хрупким, если он нс выдержи-
пластичными. Материал сч1	точки текучести.
вает напряжении при значениях ниже
текучести.
Рис. 11.11. Кривые «мпр лешие — де*
формация» для аусге?<н ной стеля
----- — экспериментальна « »авксм мосты
----— — — зависим ост» с у*<те« кзшгвио»
щеПся площади сечете* а • »wr (ус*
лонные предел текучести От» б- дефоры**
цхя упрочаеиик. е — облает» *йкообразом*
ник; X—точки разрушение ППР CpUM
прочности на ра ‘Г«
Рис. 11.10. Кривые «напряжение — де-
формация* для ферритной стали:
------ — экспериментальная зависимость;
------— зависимость с учетом изменяю*
щеЗся площади сечения; а — область дефор-
маций Людерса; б — область деформаций уп-
рочнения; е—область шеЛкообразованяя; X—
точки разрушения; ПП — предел пропорцио-
нальности верхний (В) к нижний (Н); ППР —
предел прочности на разрыв
Рисунки 11.10 и 11.11 дают качественное представление о зависимости
деформации от напряжения для конструкционных материалов Она различ-
на при различных скоростях деформации. Так, при высоких температурах
предел текучести сильно зависит от скорости деформации. Аналогично об-
стоит делос пластической деформацией (ползучестью) при медленных дефор-
машгях (менее 0,01 %/мин). Сталь медленные деформации характерны ДЛЯ
осюлочек, испытывающих давление в процессе раепгхання топлива Цодоб-
пат\п^°К2РЛЫе испь|Таи,!Я ПР,! типичных для быстрых реакторов темпе-
рат рах называют испытаниями ползучести на разрыв Проводятся также
OTpSaXx" vc^?TBb!C°KHX скоростях Деформации (окато 1 % чин).
7ротоХЦ,,^0В- В отдельных испытаниях в«-
характерные для персам,"" “ ПЧ,И»""'« температур.
вытор^Тшготте^Хе06''0'1" a*™™ "l"1 «МЬШМ ™б'||И’
НОТО облучения на разрешают» Лт™31"’' >ди,яегс" влиянию нейтрон-
обращений ясно, что раднашюниы! "ря'ке1п,е ПРЯ ползучести. Из общих со
пературах ухудшают свойство папзучХ^С^!^	°ЧИ(Ь BUC°K‘,XJS’
машш при заданном напряжении	С^^т»6»»0 скорость дефор-
Р ‘И должна уменьшиться при облучении.
11.3. Оболочке и чехол
295
Рисунок 11.12 подтверждает этот вывод 1161. Отожженная сталь марки 304
(материал реактора EBR-2) испытывалась при температуре 550 °C. Ока-
залось, что для восстановления свойств ползучести облученную сталь не-
обходимо нагреть до температуры около 800 °C. 11J рис. 11.12 видно также,
что облучение ведет к уменьшению предельного удлинения до разрыва, т. е.
к потере пластичности. Этот э<|х|>ект охрупчивания виден на рис» 11.13: с
ростом флюенса удлинение вначале падает экспонепнналы1о н игге.м при
флюенсе, около 5» 1()22 вентр/см2 выходит на постоянный уровень (данные
|17! для нержавеющей стали марки 304).
Рис И 12 В ис облучения и температуры
при облучения ий разрушение при ползучести
|16| (1 и отожженной стали марки 30-1 при
на пряжении н-3 10* к! Гм’ и температуре ис-
пытания 550 °C).
-----— ЛЛ« V. 1РНГТЫХ обрв »ЦОИ при флюенсе
|>ИЯ иеЛтр.'ем* (/: -0J МэВ), тгмпервтурм облуче*
UHR уквлкм ч М?ИЙЫХ.-------— для псоблучениого
материале
О • 2 J Ф 5	6	1 V 3 Ю
флюенс, W 22 мейтр/с м* (£ * С,  И э &)
Рис. II 13. Влияние флюенса пл вы-
сокотемпературную пластичность
[17] глия отожженной стали марки
304 при температуре облучения 371 —
399 ( н скорости деформации 0,05—
0002 1/мнн):
О* •  полиса удлинение Ш Олиф
раднос удлинение
Как отмечалось выше, для улучшения прочностных характеристик ста-
ли er подвергают специальной обработке — холодной деформации. Рису-
нок 1111 иллюстрирует влияние этого э<|х|>екта на время >ки ши до разрыва
|18|. При малых временах жизни холодная деформация около30 "и позволя-
ет увеличить разрушающую нагрузку, по при переходе н область больших
времен эффект получается противоположный. Зги данные говорят о том.
что если и качестве критерия выбрать время жизни до разрыва при низких
напряжениях, то предпочтение следует отдать отожженной недеформирован-
ной стали, Далее мы увидим, что на практике холодная деформация приме-
няется с другой целью уменьшить эффект порообразования и распухания.
I io.MiiMo холодной деформации и излучения, на пластические свойства ма-
териалов действует еще один эффект, вызывающий охрупчивание, — обра-
зование гелия при облучении. Он возникает в реакции (п, а) с бором, всег-
да присутствующим в малых количествах в нержавеющей стали. Доволь-
но быстро основная часть примеси бора выгорает, однако ндий продолжает
образовываться в реакции In, а) па никеле. Было обнаружено, что атомы
бора имеют тенденцию замещать атомы углерода на i рапидах зерен I !ервич
ное образование гелия именно в этих местах усиливает охрупчивание за
счет накопления гелия.
Образование гелия в оболочке твэла происходит также за счет имплан-
тации ядер гелия при тройном делении. Как следует из рис. 11.15 119. 201,
результаты расчетов и измерений сви/ц-тельству ют о проникновении 1 един от
тронного деления на глубину оболочки около 0,13 мм со стороны топлива.
Это явление оказывает дополнительное повреждающее воздействие на обо-
лочк V.
?9б
Глава 11. Материалы активной^
 Ы -т ппн охрупчивании за счет гелия оказывается боль.
Повреждающий х|)фект И’"облучении. Например, при облуЧе.
шнм. чем при холодной деформ™ ’ тся 3аТо прппсхОдцт его упрочн^
нии пластичность '[атсР’,ал‘..ме|(Ь1цается как пластичность, так и про,,.
При гелиевом о.хрунчиванш у	отре[Ц|11| на границах зерен. Од.
»<U. Об«те» » <«-- “И, 4,^ 50Э-С ауетешт™ сп.,1
нако этот эффект зависит о%	у что трещины па границах
не подвержена гелневст^Р^ш^’ гюя,зля,Огся 1171. Зато при темпе-
зерен при |Ю1!Л^Ь1^Х(Р|1Т очень сильное охрупчивание, прочность
патгре выше оОо С npoi • - .,>лтгстО I (С "«« ниже по спаннс1нгш л
падает вдвое, а пластичность-до уровня О, I <
о или ниже по сравнению с по-
Рис. 11.14. Влияние холодной деформации на вре-
мя жизни до разрушения [18] (для стали мар-
ки 304 при температуре испытания 700 °C). Зна-
чения холодной деформации указаны в процен-
тах. Штриховой линией показана зависимость
для отожженной стали
£
*
*
§
к
*
S '
* *
5 S
г
гасстс?.
Рис 11.15. Распр* лен не пмяя в
оболочке со стороны тигтднм пр«
температуре 710 ' [ 19]
---- “ Р*»У*ьтв1ы м>ч«реяа1:
—-----------------i НЧ(Т
казателями иеоблученного материала 1191. Скорость деформации также
влияет на величину эффекта. Следует отметить, что рассматрно.и мое явление
гелиевого охрупчивания является классической проблемой ауст< ннтных нер-
жавеющих сталей. В ферритных сталях, характеризующихся объемно-
центрированной кубической решеткой, это явление отсутствует.
Распухание
сеРеДнне 60-х годов главной материаловедческой проблемой БР
пообчема —\Parnv^HXe‘ °Д1,ако в 1957 г- «скрылась дрчгая ключевая
бы по обнаоужевп пп”16 матер|!ала лод Действием излучения. Эго явление
б^ода^ь^ Jn ьР Те реактора DFR («Даунрн»). Распухание я*
«“« «е.жюва.ш»	“И"Р б"" "а"а™
ла показал наличие*мнкъос'кош !1НЫХ о5Разцов конструкционного матери*-
ировался от 0.1 мкм до .чинима	вкутРи зерен- Размер пор варь-
пе. Содержание газа в порах 6ijin°u а(5,1Юдаемого в электронном микроско
назвать пузырьками Попы пт недогтаточпым, так что их нельзя было
' Р 1ОРЫ воз,””<али лишь при температурах от 350 до
ИЗ. Оболочка и чехол	297
700 С. Это как раз тот диапазон температур, который реализуется при ра-
боте реакторов БИ.
] |ри высоких флюенсах объем образцов возрастал гораздо сильнее, чем
ожидав1К‘Ь- Последующие исследования показали, что нее металлы склонны
к радиационному распуханию при температурах в диапазоне от 0,3 до 0.55
температуры плавления. Как выяснилось, среди всяких сплавов нержавею-
щие стали являются наиболее радиационно стойкими. Тем не менее экстра-
поляция величины распухания оболочки к точке максимального флюенса
дала стать большой эг|х|)екг, что перспектива развития быстрых реакторов
оказалась в прямой зависимости от намеченной программы исследований
радиационных свойств материалов, в особенности проблемы распухания.
Было обнаружено, что распухание ia снег порообразования происходит
при одновременном выполнении следующих четырех условий ill:
I)	как межу гльные агомы (внедрения), так в вакансии должны быть
подвижны в нордом теле. В металлах внедрения всегда подвижны, даже при
низких темы натурах. Вакансии же становятся подвижными только при
сравни гель высоких температурах. Поскольку неподвижная вакансия
легко анв.:п руст при взаимодействии с облаком движущихся внедрений,
распухания зц ж г порообразования при низких температурах не происхо-
ДНТ.
2)	ВТ!1 дог; тиле всегда имеются структурные пару тения (дислокации,
поры, грат: 1 -реп. примесные атомы). Опп играют роль стоков, захваты-
вающих точечные дефекты. Аннигиляция противоположных дефектов явля-
ется конкур, р лощим процессом. Существенное условие—преимуществен-
ный захват м< жу юльных атомов, в результате чего образуется избыток ва-
кансий. Именно за счет иого избытка происходит образование пор;
3)	должно г. .шикнуть перенасыщение вакансий, обеспечивающее зарож-
дение и развитш нор и дислокационных петель. Однако при достаточно вы-
соких температурах равновесная концентрация вакансий на поверхности
пор становится сравнимой с концентрацией вакансий, рождающихся в мат-
рице. Следовательно, при высоких температурах процесс образования и роста
пор затормаживается;
4)	чтобы зародыши пор ни погибали раньше времени, необходимо при-
сутствие в них незначительного количества нерастворимого газа*. Таким
газом является гелии, хотя в топливе могут быть также примеси кислоро-
да, азота и водорода, играющие ту же стабнлп тирующую роль. Поскольку
концентрация гелия нарастает по мере облучения материала, требуется оп-
ределенное время (инкубационный период) для его накопления в количестве,
обеспечивающем порообразование. Тгнм можно объяснить пороговый харак-
тер распухания в зависимости от (|yiioeiica. Соответствующая концентрация
гелия, однако, слишком мала, чтобы поры рассматриваiь как пузырьковые
образования
.Мерой распухания служит относительный прирост объема образца Как
показали ранние эксперименты, после достижения флюенса 10" центр см*
имеет место экспоненциальный рост величины распухания;
(11-3)
где показатель п > I. По ранним оценкам, он близок к единице при KXJ
и достигает значения 2 при высоких температурах.
* Некоторые специалисты сомневаются в правильности этого положении.
Глава 11. Материалы
активной зоны
298
„им паспухання содержат три пара-
о^-рния для величины Р -уханИЯ R |( параметр крн-
Более точные в“Р^параМетр т, скорость р< - ханне мало на началь-
метра: инкубаиновньн 1б|1Д1^ аз рис М ’ Л1П1ей11он зависимостью,
zxs -»s	'х" *
*ет^ «sssr^s • р*»е трога-
внзиы а описывает пер -
участок в районе порога.
Рис. И.16. Качественная зависимость
распухания от флюенса [влияние па-
раметров формулы (11.4) на ход кри-
вой; а —параметр кривизны: R —
скорость распухания; т — инкубаци-
онный параметр]
Рпс. И. 1г. Зависимость pacnv анвя W /V эд.
ржавеющей стали (марки 316) от флюенса
при температуре 500 °C (211 Z- 0.1 МЛ
[точки □ —результаты »<vcpc .' й: сплошш
кривая — расчет по формуле • 1.4). пи-ряхо
выс линии — коридор ОШНОО*_±_НТ]_
Формула для определения распухания в отсутствие нзпря нй, полу-
чившая широкое распространение, имеет вид:
=	-(0,01)/? , Ф/4
I	I о
|n/l + w|ok«.	(|М
\ l-f-exp(ax)
где Vh — объем образца в конце облучения; Гв — начальным  ем образ-
ца: R — скорость распухания, измеряемая в процентах из ( и пику* флю-
енса; Ф/ — флюенс нейтронов; а — параметр кривизны в обр гных едини-
цах флюенса; т — инкубационный параметр в единицах флюенса
Значения параметров уточняются по мере поступления ноной информа-
ции. Для нержавеющей стали (марки 316, 20 %-ная холодная информация)
приведем следующие данные [21]:
а = 0,75;
R = ехр (0,497 + 0,7950 - 0,948₽2 + О.9О801 - 1.490’) + 1.3 ехр [—«X
У (й 1 QKVJ1.
а
= 4,3105 4- 2.460; Т 575 еС; 0 ==
температура, сС
X Ф - l,35)2j;
т = 6,58 - 0,5660; Т
= (Т — 500)/100,
где Т —--------
(11.4). Видно, что экспери^та1тьчыеРаС П'ХХаНИЯ’ Рассч,,тзниая по формуле
интервал ±3о [21]. ’ 'ентальн«е точки укладываются в довернтаьный
Данные, приведенные иа пне и )7
сталив отсутствие напряжения	образцов нержавао-
J За единицу флюснса ие.	' Обо’’10чки и чехлы в рабочих
^>0.1 МэВ). • Ф Юенса “«тронов Обычно Приннияот	, ,
принимается значение IO-’1 нейтр/см’
11.3. Оболочка и чехол
299
условиях испытывают напряжения. Экспериментальные данные свидетель-
ствуют о том, чго в этом случае инкубационный период укорачивается, и
распухание начинается раньше 1221.
В принципе возмож1|0( что при очень больших дозах излучения наступит
насыщение эсрфскта распухания. Внутри реактор ных экспериментов такого
рода практически нет. Однако ряд измерений при облучении высоко энгрге-
тичными частицами от ускорителя показывает,что насыщение, вероятно, от-
Ркс 11 18 Зависимость распухл-
НИЯ I ЦгрЖ.Ц1СЮ1ЦсГ| стали
(марки 31б) от температуры при
флюенсе- 10-• шйтр'см* [21]
Рве. И.19. Влияние холодной деформации па
распух ляне нержап(!Ю|Пей аустенитной стали при
флюенсе 5 I07' койтр/см3 [1,25|. Цифрами указа-
ны марка спали и величина холодной деформа-
ции. %. Штриховая кривая рассчитана для отож
женной стали
сутстнует вплоть до флюенса порядка 101’1 центр, см" 1231. По современным
грубым оценкам, распухание материала оболочки в реакторах БН при за-
планкрованннм флюенсе 2*1и'а нентр/с.м2 составит 15 "о.
Ране» упоминалось, что распухание очень чувствительно к температуре
облучаемого материала. Парис. 11.18 приведена швисимость распухания
от температуры для нержавеющей стали марки 316. В данном случае макси-
мальное распухание наблюдается при температуре 550 С.
Рис. И 20 Зависимость распухания
W/V никелевых материалов от флю-
енса [26] (сплошная кривая — для
высокочистого никеля; штриховая —
для никеля с чистотой 99.6 %;
штрнхпунктирняя — для никелевого
сплава инконель)
О. □. V — измерения для отожженного
Ы»Т^)НЯ.1Д • - V — меры г ня для *<»♦
лод код «форм и роя энного материал» (отри-
цательные значения ДИ V опирают фнэм-
четкому процессу уплотнен ня I
Выше обсуждалось влияние холодной деформации на прочностные харак-
теристики материала. Из рис. 11.19 видно, что 20 %-ная холодная цч^юрмация
улучшает также стойкость нержавеющей стали (марки 316) но or Hoi не»
нию к распуханию [1,251. Видно, что недеформированная отожженная сталь
распухает сильнее. Однако положительный хрфекг холодной деЦюрмации
проявляется лишь до определенных границ. Вероятно, это подтверждаегся
Глава И. Материалы
активной зоны
300
qaj н которой уменьшено кол и чес 1 во молибдена
данными для стали марки . в деформацией 50 %. Для нее получает,
по сравнению с маркой	с хмоднон д^	н 19) Сч|П,„от< что 	т
ся двухгорбая (штрихи)1 ’табильностл дислокационной структуры
горб появляется в рез\ль < i	„111|ЯХ При высоких температурах бои’
™ создяеД^
” йЕ’тьк
™ вым^Ховйкмябо^ьше. чем низкосортного 1261. Ouonu.iuo.np;,.
««II в™«ри™е выполняют роль центров рекомбппаиш. в.тквпсппивпедре.
ннн и тем самым снижают э^хрект распухания. Как видно из р и 1 I 20.сплад
инконель под облучением не только не распухает, по даже ели к п к ютняет-
ся. К сожалению,’ он в высшей степени охрупчивается из-за высокого содер.
жания никеля.
Радиационная ползучесть
Радиационная ползучесть, как говорилось ранее, пре ц ет собой
очень медленное пластическое течение материала под действием ряжения
в условиях облучения. Определяя более точно это понятие, c.Tv i указать,
что скорость деформации при радиационной ползучести должн пн сеть от
потока быстрых нейтронов.
При рассмотрении свойств материала оболочки вводят д< ппсльные
понятия, уточняющие роль тепловой ползучести. (.'пшмули <пя. или
усиленная облучением, тепловая ползучесть — добавочная н ч< кая де-
формация к тепловой ползучести. Под индуцированной радии иной пол-
зучестью понимают пластическую деформацию, вызванную обл ем в ус-
ловиях, когда тепловая ползучесть отсутствует.
Измерения радиационной ползучести проводили на трубк :. од давле-
нием, изготовленных из стали марки 316 с холодной деформ -ft 20 V
Было обнаружено, что при флюенсах свыше 10" ней гр сма	кт радиа-
ционной ползучести растет с температурой. Вплоть до 500 С лмперапр-
ные кривые эффектов радиационной ползучести и распухания i обны 1271.
Скорость деформации за счет радиационной ползучести при темпера ту рах ни-
же 500 С от флюенса не зависит, но при более высоких температч рах больше-
му^ флюенсу соответствует большая скорость. До флюенса около 6- 10»
нентр см- радиационная ползучесть может быть описана форм}.тоГ| (8 62).
В. МАТЕРИАЛЫ ОБОЛОЧКИ
УДо&воХ^	для оболочек твэлов реакторов БН,
ет собой ппобтеме Ни рассмотРенным выше требованиям, иредставля-
,3яь“МЖ материалов ,.е иовлетпо'р^ W
жавеющих сталей и ннкезевых сл ™ ’ J' пРнвеДе«ы составы ряда нер-
триваться в качестве KOHcinvuiiim '18' К0Т0Рые в принципе могхт рассма-
кандидатом на роль такого материал я^ер"а*1ов Ректоров БН Основным
316 с холодной деформацией 20 °п	пеРжавею’ная сталь марки
ведены в табл. 11.6. Главный млтйр6 теп’10Ф,,3,!ческие характеристики при-
свойства при высоких темпеватуп-./аК0Г-° ВЫбора хорошие прочностные
пню. совместимость со смешанным ’ СТО|,КОСТЬ к радиационному распуха-
носищем, наконец, сравХ“„” 22?°'™В0М " иатР"е““м
113. Оболочка и чехол
301
Таблиц! II 5. Состав нержавеющих сталей» рассматриваемых в качестве конструкционных материалов реактора БН, % |12]
а О							ого
<Л	0.030 (макс)		0,030 (макс)	0,030 (макс)		0,030 (макс)	
си	0,045 (макс)		0,045 (макс)	0,045, (макс)		0,045 (макс)	
							о о
(5	1.0 (макс)		1,0 Смаке)			1,0 (макс)	Й	Ю	i(5	R	Й	U5 -	•	*	•	• О	О	Ф	Ф	©	Ф
н							1С5	»П 1—	—	-f» О!	—	О
							О	ос	-г *	»	» —»	Ф	Ф
Nb						Q	lO СЧ	Ш	—< •	tC	—г
Мо			ст со				о	со	о Ф	СО	Ф
Мо	2.0 (макс)		2.0 (макс)	2.0 (макс)		® а еч <и *	1С	IQ ь-	©	©	о	65	ш ©	—	—	—	ф	©
Z	сч «м 1 ос		-г	CI I		Cl-6	es t	>в х с	о	О а» О * X	£	©	х X *	® о	Л Л •	Хо а «§	£	й	s§ ds	н	ds
о		О7.~Й1	об 1 g	17—19		а> 1 о —4	Ю	Ф	о	ф	ф	о •	»	►	•	•	» ©	(-.	Г-	04	*-*	СО Ct	—•	—	СЧ	CI	04
£	Скво в Ной компонент l— —	—			S о	А		А	»ж t о 5 о	о	о	1П	« X	о ©	©	<7>	СО	g Q	ю —	*-*	5 я О 2
и	3? о 3		0.08 (макс)	0.08 (макс)		0.08 (макс)	3	!2	3	-	-	- О	©	о	©	О	о
Тил	304		3)6	£-	*	г-	§	§	1	н ?	? *®	Й	й	с	й	п О	iJ	<U	г?	О	Af 5	х	х	х	± о	о	о	К	0	о 2!	X	X	W	X	X х	я	X	«	X	= —	чч —.	инц	м,	шшш
Метер нал	Нержавею- щая сталь						Никелевые сплавы
Глава И. Материей активной зоны
302
1700
2,70- 10*
3090
7J5- 10е
в твердой фазе
в жидкой фазе
в твердой фазе
в жидкой фазе
в твердой фазе
в жидкой фазе
в твердой фазе
в жидкой фазе
х .оактеристики нержавеющей стали марки 3|6|2S|
Таблица 11.6. Теплофизик М.е характер	Ч
Температура плап.тепия, К
Удельная теплота плавления, дж/кг
Температура кипения. К
Удельная теплота испарения, Дж(
Удельная теплоемкость, ДХ\/ (кг - м.
гр = 462+0.131Т’
г?, = 775 Дж, (м • К)	р ,, т/р
Коэффициент теплопроводности, ьтцм-г\л
Г= 9,248 +0,0157!_ Т
т™перт^урн^°к!?»фф>>и>1сят лиисПного ...........
Вязкость (жидкой стали), кг/(м-с).
1g ц =2385,2/7-3.5958
Давление ларов (жидкой стали), Па:
lg р= Ц.1183-18 868/7
Плотность, кг/мэ:	л с
р = 8084—0,4 209 7-3,894 • Ю“Б 72
р=7433+0,0393 7-1,801-1О-4 Г2 (Г - температура, К)
Проводилась также разработка конструкционных маи.у . в реакто-
ров БН с улучшенными качествами, позволяющими продлил, ремя жизни
активной зоны. К таковым относятся сплавы трех типов. а\ *. те ль лыс нерж а*
веющие сплавы (подобные AISI 316) с твердорастворным } рочнением;
ферритные стали и дисперсионно-упрочненные 1*е—Ni—Сг- ь,я вы. Все они
продемонстрировали повышенную стойкость к радиационному ра пуханню
по сравнению со сплавом AISI 316. Твердорастворные аустенитные стали
представляют собой незначительные модификации сплава /VSI 316. поэто-
му по жаропрочности и совместимости с натрием они напомни с сталь мар-
ки 316. Вместе с тем благодаря высокой радиационной стойко я можно на-
деяться, что их применение для изготовления оболочек и чехл )в приведет к
повышению работоспособности активной зоны. Ферритные стали по-видимо-
му, являются наименее распухающими материалами в условиях реактора.
Однако обычно они несколько уступают другим материалам в жаропрочности,
поэтому предполагается, что они могут быть использованы в i ервую очередь
для изготовления чехлов. Такая перспектива может оправдаться лишь в том
случае, если их прочностные характеристики в условиях облучения окажут-
ся удовлетворительными. Дисперсионно-упрочненные сплавы совмещают в
себе хорошие качества жаропрочности и радиационной стойкости. Поэтому
они могут оказаться перспективными в качестве материалов как оболочек,
так и чехлов. В первую очередь будет изучена их рать как материала обо-
лочек ввиду того, что последние находятся в более напряженных температур-
ных условиях.	г
11.4. ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
ней^онно°фю?чеТк^	зависят системы реактора в целом.
„ ,&Я=
’Фактах быстрых экер-
его свойствам уделено особое внин^^ м МеТШ1Ческий натрий. Поэтому
телей, как гелий н пар. "	1е' Гнемся также таких тегт.юноси*

11.4. Теплоноситель	ЗОЭ
А. ТРЕБОВАНИЯ
Теплоноситель в быстрых реакторах служит для отвода тепла от актив-
ной зоны с большой плотностью энерговыделення. Однако эту задачу при-
ходится рассматриваться вкупе с различными аспектами: теплофнзпческнм,
нейтронно-физическим, гидравлическим, химическим (иод последним пони-
мается проблема совместимости материалов). Лишь с их учетом можно де-
лать заключения о преимуществе того или иного теплоносителя [12|.
Б. ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Жесткие требования к теллофизнческим характеристикам теплоносителя
в реакторе БН вызваны в первую очередь очень высокой плотностью энер-
говыделення в активной зоне (около 400 к Вт/л по сравнению с 100 кВг/л в
ДВР). При заданной площади проходного сечения А скорость теплосъема
Q.! описывается формулой
ч 4 /ило-л,).	(ц.5)
/1
где 7 — Ten.ionuii поток, Вт м1; It— коэффициент теплоотдачи, Вт/(м*-°С)
Т( „ — Т разность температур поверхности оболочки и массы теплоноси-
теля.
Очевидно, чем выше коэффициент теплоотдачи, тем легче решается зада-
ча теплоен ма.
В табл. 11	1121 приведены типичные значения коэффициента теплоот-
дачи для осн шных теплоносителей, а также их скорости н перепад давления
в активной зоне.Видно.что натрий имеет явное преимущество в коэффициен-
те теплоотдачи. Приемлемые значения можно получить также при исполь-
зовании гелия н водяного пара, но для этого требуется обеспечить их весьма
большие скорости и перепады давления.
Таб . и ц а 11 7. Тсплофн ппгекие характеристики основных видов
теплоносителя быстрых реакторов
Хиракгеристпха	НптрнЛ	Гелий	Пир
Л. Вт (м3 ’С)	85 000	2300* 10 ооо*•	11000
И, м/с	6	115	25
р, Ml 1л	0.7	7.0	15
Ср, кДж (КГ’С)	1 .3	5,2	2,0
р, кг м’		4,2	41
• Для ГЛАДКОЙ tTOBCpKlfOCJW
•• Для Шч-роховатоЙ в о верхи ости.
Таблица 11.8 [121 содержит аналогичные данные для различных жидко-
металлических теплоносителей, а также для иолы. Значения коэффициента
теплоотдачи в этой таблице приводятся для потока теплоносителя в канале
диаметром 25 мм со скоростью 3,3 м/с. Видно, что вода имеет наибольшую
теплоемкость, но значительно уступает по остальным показателям Но по-
скольку вода является хорошим замедлителем, она в принципе не может рас-
сматриваться в качестве теплоносителя в быстрых реакторах
Глава It. Матерна- активной зоны
304
, т			 характеристики жидких теплоносителей Таблица 11.8. Г с п   ССК1,е х< 1	_		______					
Характеристика	Na	Na К	Не	РЬ	Н,0
	98	18	—38	328	0
илаол•	880	826	357	1743	Юл
Т	°C 'КПП*	л	1.3	1,2	U.I4	0,14	4.2
С„. кД^Дкг- С)	75	26	12	14	0.7
к, Вт (м-°С)	36 000	20 000	32 000	23 000	17000
й. Вт/(м2*°С)*	. Относительная мощность прокач i (по сравнению с мощностью яро- качки НоО)	0,93	0.93	13.1	1] .5	1.0
• Для потока в каноле диаметром 25 мм, Г-3,3 м/с.
В. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ XAPAKiLPH И
Эффект замедления быстрых нейтронов при рассеянии на ядрах тепло
носителя зависит от его плотности и массового числа. Натрин । тесовое чис-
ло 23) существенно тяжелее гелия, но из-за различия плотностей в БР с ге-
лиевым охлаждением спектр нейтронов получается жестче, чн е натриевым.
Однако при охлаждении паром спектр нейтронов резко смягчат г з медляк>
щие свойства водорода играют решающую роль. 1 а к им обр t некоторое
преимущество по величине коэффициента воспроизводства и* г БР с ге*
лиевым охлаждением, реакторы типа БН занимают промеж \ твое место
между БР с гелиевым и паровым охлаждением.
Другой физический эффект — активация теплоносителя. Н[ имущество
гелия заключается в том, что он совершенно не активирует* я. Пар в усло-
виях нейтронного облучения имеет слабую наведенную р щктнаность
(за счет активации 17О), но она мало влияет на констрх к тирское решение
проекта БР. Значительную короткоживущую радиоактивность приобретает
натрий за счет реакции
23Na + n->«Na--«Mg.
0^La PeaKllLIJI сопровождается испусканием у-квантов с энергиями 1.37
п , о / 1эВ. По этой причине приходится вводить второй (промежуточный)
натриевый контур. Благодаря этому радиоактивным натрин циркулируете
ным ТтяКпрмпитп инобоР^дова11Не последующих систем оказывается доступ-
петли в системе т'ртпп°ТСЯ." др^гпе пР11Ч|,иы для введения промежуточной
нежность опасных п^РеДаЧИ В РеаКт0Рах БН. Необходимо устранить воз-
трин при аваопйнпм ™зностпых эФФект°В в случае попадания воды в на-
связана с необходнтюс^ью^ХЛ.Тпмз?’3™'’’' Стел'юшая "Р'"1""3
дноахтнвных нуклидов в на?ог«отатап м"г^ "Рол>ктов Ла-1С|"'Я " Ра'
коррозию металла.	’ )Г1И 1,3	вызывают
является зг^ект<р^ш^|в.|1<.,11,г.1Кпп.|В^ПРОСО3'1 D залаче вы6ора теплоносителя
гл. 6. утечка нат^Гиож"„р"К УТе,Ке °™«а-,0СЬВ
нейтронов и соответствующему плnnu/t К значитель»ому изменению спектра
го недостатка
11.4, Теплоноситель
305
Г. ГИДРАВЛИКА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Часть мощности в системе циркуляции теплоносителя расходуется на его
прокачку через активную зону. Интересно рассмотреть, как зависит этот по-
казатель от вида теплоносителя.
При заданной мощности Q, выделяемой в активной зоне, скорость отвода
тепла определяется выражением
Q тср &Т,	(I | .6)
где Q — тепловая мощность, Вт; с,,—удельная теплоемкость, Дж/(кг-°С);
гп == (Ч -I — скорость переноса (расход) массы теплоносителя, кг/с; р
плотность теплоносителя, кг мм; Г— скорость теплоносителя; /I — площадь
проходного сечения, хг; \Т разность выходной и входной температур
теплоносителя (подогрев), 'С.
При заданных величинах .4 п Л7" требуемая скорость теплоносителя равна;
Перепад давления в активной зоне II м2 можно представи ть в виде
(см. (10.33)1
V	(Н 8*
Up At
где/ к< •I-I'huhcht трепня, /. высота активной зоны; Г.),.	-14/PW
гидравлический диаметр, м; периметр проходного капала.
Мощность ... требуемая для прокачки теплоносителя через активную
зону, есть
&	(Ц.9)
Используя соотношения (II.7) (11.9), получаем:
—W—У (Н.Ю)
2/Д Vl ’ 2/Л.ЛТ У \ Ср /
Отсюда видна сильная зависимость мощности прокачки теплоносителя от
его скорости. Как следует и > табл. 11.7, скорость натрия несравненно ниже,
чем скорость гелия (величины Dr и ср тоже меньше). В результа те получает-
ся, что на прокачку натрия требуется наименьшая мощность, а на прокач-
ку гелия наибольшая (в процентах электрической мощности на выходе):
для натрия 1,5 %, для гелия 7 % н для пара 3 % 1121. Другие жидкометал-
лические теплоносители требуют гораздо большую мощность прокачки, чем
Na или NaK (см. табл. 11.8).
Д СОВМЕСТИМОСТЬ С ОБОЛОЧКОЙ
Необходимо, чтобы теплоноситель в БР был совместим с материалом
оболочки и в определенной степени - с топливом (на случаи разрыва обо-
лочки). Гелий, будучи инертным газом, совместим с любым конструкционным
материалом н топливом.
Пар оказывается достаточно агрессивным по отношению к конструкцион-
ным материалам. Так, он вызывает коррозию обычной нержавеющий стали.
Эта проблема достаточно остро стояла на ранних этапах исследования паро-
вых систем [29J Решение было найдено в применении никелевых сплавов,
таких как инколой и инконель. Как обсуждалось в§ 11.3, ирису гсгвис боль-
306
Глава Н. Материалы активной зоны 
шого KMmKTBa
изводства. Другой более сер	., ТаК](М образом, пар как теплоно
%™Ккм^^п^1“а^^><ымс1радпцкоЛ||Ыия коИТрукц„.
Перечислим основные направлен,,я этих исслелонапнй III.
Коррозия материалов
Основные компоненты нержавеющей стали (Ге, и. N ) ь медленно
растворяются в натрин в горячен части активной ^зоил к высаживаются на
более холодных частях. Этот довольно длительный процесс и веется уто-
нением (или износом) оболочки. Скорость растворения сост ш. нет десятые
доли микрометра в год при 70Сг'С. Однако вкупе с другими причинами разру-
рушения этот эффект также необходимо учитывать при расчете срока служ-
бы оболочки. Для уменьшения скорости коррозии необходн о стремиться
снизить, насколько возможно, концентрацию кислорода в naipnn.
Селективное вымывание
Компоненты стали по-разному растворяются в натрии П эт чу происхо-
днт селективное вымывание элементов с поверхности оболоч! и Состав ее
поверхностного слоя постепенно меняется, так как хром и ник ’ тыывают-
ся быстрее, чем железо. Этот эффект хотя и мал, по он ока ier вредное
влияние на прочность оболочки.
Осаждение раствора
Растворенный металл, осаждаясь на холодных частях промежуточного
теплообменника, ухудшает теплоотдачу, т. е. снижает эффективно ъ работы
теплообменника. Толщина осадка может оказаться стать значительной, что
ля поддержания установленной скорости потока теплоносителя потребует.
квеХнпш4?'^ дав'1ен|(я в !*асосе- В стали имеется незначительная примесь
Хается	наблюдения- этот элемент за длительное время вы-
осадок Этот осалок мпжАДИ”еН11Я С натР1,ем' которые также выпадают в
кальные возмущения ухудшать пРоходимость каналов и вы (ывать ло-
кальные возмущения потока теплоносителя.
Перенос радиоактивности
активации оболочкщ —Уэто^^’^ТИ^ые Л1е,Менты’ образующиеся при
сгва, они переносятся натопрм »	^°* НесмотРя на их малые катиче-
ного теплообменника и других эте?е^АаЮТСЯ На г,овеРхности промежуточ-
загрязнение оборудования затпгтпя-^™ Первого контура. Высокоактивное
профилактических и ремонтных pa6QT Н'П" делает нев°зможным проведение
1 1.4. Теплоноситель
307
Перенос углерода
Присутствие углерода в стали улучшает ее прочностные характеристик!!.
Атомы углерода весьма подвижны и обнаруживают склонность к миграции в
сторону наружной поверхности. Следовательно, углерод может переносить-
ся натрием, как и другие элементы, и осаждаться в более холодных зонах.
Свойство стали терять углерод (обезуглероживание) и приобретать углерод
(науглероживание) зависит от его концентрации. Холодиодес юрмнрованпая
нержавеющая сталь марки 316 благодаря технологии ее приготовления имеет
низкую углеродную активность, иначе говоря, скорость вымывания в пен
углерода достаточно мала.
Химическая чистота натрия
В процессе работы реактора обычно осуществляется автоматический конт-
роль чистоты натрия в первом н во втором контурах. Например, регистри-
руется концентрация кислорода, углерода и водорода. Уровень последнего
характеризует выход трития в газовой подушке (в первом контуре), а также
наличие течи в парогенераторе (во втором контуре).
Взаимодействие натрия с топливом
При наличии небольших трещин в оболочке происходит взаимодействие
натрия с топливом, в результате которого образуются соединения NarlUO.,
или Ka,PuOt. Их попадание в систему теплоносителя является нежелатель-
ным. Имеются также опасения, что эти соединения могут привести к локаль-
ному эффекту повышенного распухания и последующему разрушению оболоч-
ки в районе первоначальной трещины. Особая проблема возникает в случае
расплавления топлива (см. гл. 16).
Е. СВОЙСТВА НАТРИЯ
Полные сведения о термодинамических свойствах натрия содержатся в
[301. Представленные ниже данные взяты оттуда.
Давление паров натрия в зависимости от температуры показано на
рис. 11 21. Отметим, что наиболее горячая температура натрия в типичном
реакторе Ы| примерно на 350 С ниже точки кипения при атмосферном д.ш-
Ленин. Для давления паров натрия Р, а гм, было получено эмпирическое урав-
нение [301, учитывающее экспериментальные
Данные при высокой температуре 131, 321:
Р [18,832	-1,0948 In Г 4-
4- 1,9777-10-1 Т ,
где Т — температура, К.
Критические значения параметров следующие:
Рс ~ 25,6 МПа (253 атм);
Тс — 2509 К;
Рис. II 21 Зпнисимость давле-
ния насыщенных парой натрия
Р or температуры /, Г.
критические значения
Р- — 214 кг м3.
Удельная теплоемкость с,, при типичных
температурах реактора БН (т. е. в диапазоне
ОТ 400 до 550 С) равна 1,3 к. 1ж (кг • К).
308
Глава И. Материалы активной зоны
Плотность натрия р, кг/м1, пр» температурах вплоть до 1644 К выража.
ется формулой	„	.„я
р.= 10Н, 8-0,220547-1,9226-(О-17-т 5.63,17 .
где 7 — температура, К.	йч< вязкость п в зависимости от темпе,
вырк.....* (33. 341:
6, Вт/(».к)^30.0 - 0,0581 (7-273) + 1,173.(0-(Г-273)1;
и, кг/(м-е) = Лр|/3ехР<5Р Л.
где Л = 1,235-10-4 и В = 0,697 при Т < 773 К; I - 0,851-10 4 и Я „
= 1,040 при Т > 773 К.
Ж. СРАВНЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ
Подводя итоги, сравним различные тепл оное ин. in. отмс остом нства
и недостатки каждого (табл. 11,91121). Подчеркнем, что натрии хорош не
только своими теплофизическимн свойствами» но и тем, что в *. вчях реак-
тора БН не кипит при низком давлении. В то же время недоста ком гелиевых
и паровых способов охлаждения является необходимость в голе тех* генных
корпусах, выдерживающих большие давления. Тем не мен. концепция
быстрого реактора с гелиевым охлаждением продолжает npium кать внима-
ние исследователей в качестве запасного варианта. Вари; гты с паровым
охлаждением представляются менее перспективными из-за к ррозин оболо-
чек.
Таблица 11.9. Сравнение теплоносителей для быстрых реакт в
Теплоно-
ситель
Преимущества
Пшиоствтхм
Натрин
Отличные теплофизичсскне свойства
Низкое давление в системе
Малая мощность прокачки
Наименьшая температура оболочки
Коэффициент воспроизводства в
принципе большой
Совместимость с материалами обо-
лочки и топлива
Большов опыт реакторных исследова-
ний
Возможность вентилируемых твэлов
.Активация и необходимость проме-
жуточной ПеТЛН
Положительный пустотный коэффи-
циент реактивности
Химическая активность в воздухе В
воде
Непрозрачность
Затвердевание при к< мн^тной темпе-
ратуре
Трудность ремонтных работ в пер-
вом контуре
Гелий
Отсутствие промежуточной петли
Неактпвируемость
Коэффициент воспроизводства в
принципе большой
Прозрачность
Минимальный пустотный коэффици-
ент реактивности
Наибольшая совместимость со всеми
материалами
Использование технологии тепловых
газоохлаждаемых реакторов
Возможность вентилируемых твэлов
Возможность прямого ЦИК за
Практическая невозможность попа-
Дания воды в активную зону
Высокое давление в системе
Большая мощность прокачки
Необходимость шероховатых твэлов
Необходимость системы авзрнйвого
охлаждения
Высокая энергонапряженность не
проверена
Необходимость дополнительных ис-
следований
Трудность контроля газовой утечки
Высокие требования к насосной сИ’
стеме

11.5. Органы управления
309
•?Л1 I * ’ I
Продолжение табл. 11 9
Тепло-
носитель
Прен.мущсстпл
11едостлтки
Пар
ПрямоА цикл
Прозрачность
Промышленная подготовленность
Минимум химических реакции
Жидкое состояние при комнатной
температуре
Высокие давления в системе
большая мощность прокачки
Коррозия оболочек
< )1Сутсгнцг гехнплогнчсского опыта
11роблемл аварийно!о охлаждения
11нзкин ко |ффнш1ен г воспроизводст-
ва
Попадание продуктов деления в тур-
бину
Положи! ел ьнын ко дафнии епт реак-
тивности
11.5. ОРГАНЫ УПРАВЛЕНИЯ
Управление бьк |рым реактором осуществляется выведением топлива
или введением поглотителя нейтронов. Первый способ использовался ранее
(например, в 1 В!?-2), второй широко используется в современных БР. Се-
чения поглощения быстрых нейтронов во много раз меньше, чем тепловых
нейтронов. Несмотря на но, пог юш ir.ni, используемые в Л В Р, обычно ока-
зываются приг иными и в БР. Например, карбид бора, содержащий естест-
венный или обогащенный бор. является нитяным материалом в поглощаю-
щих стержнях БР. Однако и <• ia э<|х|)скгов распухания и накопления газа кон*
структоры прорабатывают паршнпн noi ломающих стержней с другими ма-
териалами. такими как тантал и европий. Весьма подходящим материалом
для IBP является серебро (или серебряные сплавы), однако для БР такой
вариант нс рассм.нринасгея из-за недостаточной э<|х|)ск1 явности и высокой
стоимости.
А. ТРЕБОВАНИЯ
Основные требования к системе управления и защиты (СУЗ) следую-
щие:
1) способность компенсировать реактивность, возникающую в процессе
выгорания;
2) обеспечение нормальной и аварийной остановки реактора.
Поэтому требуемый запас реактивности СУЗ ока пинается достаточно
большим (см. гл. 6) Необходимое время жизни СУ З составляет примерно
3 года. За этот срок поглощающий материал должен сохранить свойства сов-
местимости с оболочкой и стабильность размеров. Наконец, имеет значение
доступность материала, его промышленная освоенность и невысокая стои-
мость.
Б. БОР
Бор в качестве поглотителя нейтронов широко используется в виде кар-
бида В4С в быстрых реакторах. Он обладает следующими достоинствами:
I)	сравнительно большое сечение поглощения;
2)	доступность и низкая стоимость;
3)	относительная простота изготовления стержней;
4)	низкая наведенная активность.
Основная реакция поглощения — 1 В (/г, а). В этой реакции обра-
ЗЮ
Глава f 1.
» 1*->г обсуждалось выше, порообразой»!
зуегся гелий. cnecoOcwjnomiU!, м > «вер Л а ,	-ь| (. 3r,(J| „„I, » а-
„ pi,c„yx™o^«F ' , *’^*ых Teiueparvpax. Серьезно *!
SpXX также«оКу».» .№»л.фуемого яоглощянидеп, „,.
мента.
Нейтронно-физические характеристики
На рис. 11.22	^ияХ^
2VpjT'//от' э\™рпш нейтронов Как следует из рисунка, сечение по-
глощення ^Г’«В в области быстрых нейтронов jio поря дку величины
оставляет I б. тогда как в области
Рис. 11.22. Зависимость сечения реакций
поглощения 10В и деления ’“Ри (л, /)
от энергии нейтронов
тепловых нейтронов оно достигает
1000 б. Видно также что отношение
сечений реакций 1 В (п. a) qj и
2з9Ри (и./) падает при переходе
к жесткому спектру цеп фонов По-
этому для управления БР требуется
больше поглотителя Ч' для управ-
ления ЛВР. Правда, имеется неко-
торый компенсирующий эффект,
связанный с само^кр. и крепкой в по-
глощающих стержня ЛВР: из-за
большого значения с».- • ния нейтро-
ны поглощаются пр- мущсственно
При самых больших энергиях
[ вблизи поверхности i риала. то-
гда как в БР поглщщ те нейтронов
в первом приближен» ; однородно
по объему.
нейтронов в спектре быстрого реактора
происходит реакция 10В щ, /)-2а. Вклад ее увеличивает фективность
поглотителя, однако появление трития в реакторной системе является до-
вольно неблагоприятным моментом. Необходимы меры по предотвращению
неконтролируемого выхода радиоактивного трития в атмос<{ ?ру. В то же
время половина всего образующегося в быстрых реакторах трития обязана
этой реакции.
Содержание 30В в естественном боре составляет 19.6 %. Оставшаяся
часть состоит из ИВ с довольно низким сечением поглощения. Поэтому при
переходе от естественного к обогащенному бору эффективность поглощаю-
щих стержней должна была бы возрасти примерно в 5 раз. Однако из-за са-
моэкранирования рост эффективности составит около 60 % роста обогащения.
Физические свойства
ctdvkt-6// П°чРптипТеТ тР1!Г011а“1ьиУю (ромбоэдрическою) кристаллическую
92Р% теооет1шеск-лгпЬ-5СПеЧеНИЫХпТаблеток каРб,,Да бора обычно составляет
вольно xovnoK но его НаЧе^жЯ1 Полученный таким способом материал до-
с точки зрения td^orJh”Л0Физ,1ческие свойства вполне удовлетворительны
Целостность поглодают/" элемента (пэ^а В бысгРых реакторах 1351-
годаря чему капбил бопл емента ,гьла) обеспечивается оболочкой, б-™'
видеР3асыпиогоРПфошкРа	Как в в^е таблеток’ таК " В
живает около 80 %₽выдетившегосяПиеР<^РаХ н,,же800 с карбид бора) дер
выделившегося в нем трития. К сожалению, тритий, вы-
11.5. Органы управления
311
Рис. 11.23. Зависимость
коэффициента теплопро-
водности карбида бора
от температуры в усло-
виях облучения [36].
Верхняя кривая — для
необлученного материа-
ла; нижние кривые —
при различных темпера-
турах облучения
tr*
** 5
Т емпера тура, ° С
шедший из карбида бора, не задерживается оболочкой из-за высокой диффу-
зионной проницаемости.
Теплопроводность карбида бора является, возможно, его наиболее важ-
ном тенлофнзнческой характеристикой. В реакции (я, а) выделяется энергия,
равная 2,78 МэВ на один акт, почти вся внутри материала. Для условии реак-
тора БН это соответствует плотности энерговыделення в материале В4С
около 75 Вт см’. Поэтому температурный градиент в поглощающем стержне
определяется теплопроводностью материала. На рпс. 11.23 приведены темпе-
ратурные зависимости коэффициента теплопроводности максимально плот-
ного карбида бора в разных условиях 1361. Интересно отметить, что в ре-
зультате облучения теплопроводность карбида бора существенно падает.
Нижние Кривые отражают многочисленные экспериментальные данные, по-
лученные в условиях облучения.
Радиационные свойства
Основные радиационные э<|х|>екты в В4С— образование гелия к распуха-
ние В необогащенпом карбиде бора полное ныгорение 10В (0,23- Ю23 по-
глощений см* В,С) соответствует выходу 81 I см* гелия и нормальных усло-
виях. Количество вышедшего наружу гелия в процессе облучения сильно
зависит от температуры облучаемого материала и дозы облучения (рис. 11.24
Рис. 11 24. Зависимость выхода гелия из карбида бора от температуры и доты облуче-
ния [37]
Глава fl. Материалы активной зоны
Рис. 11.25. Зависимость распухания карбида
бора от температуры и дозы облучения [3*|
royi) Максимум температурной
Лвиснмостп лежит в области
1100 К. Газ должен выпускать,
ся в систему охлаждения либо
собираться в специальной газо.
„ой полости пэла во избежание
чрезмерных давлении па оболоц.
... Помимо температуры, па пц-
тёкапне газа из материала
влияет также его стехиометриче-
скин состав.
Атомы гелия и лития, обра-
зующиеся в результате реакции
и'В (н а), но размеру превосхо-
дят исходные атомы бора За счет
Стого имеет место дополнитедь-
,Iblfi э<рфект распухания. Трех-
мерцая картина резхльтирую-
шего *|-фектз рвсну хапия в за-
внснмости от темпе штурм облу.
чаемого материала и дочы tX5.iv.
чения изображена парне. 1125
[38]. Видно, что распухание в первом приближении upon и [понально вы-
горанню поглотителя, с ростом температуры распуханпе	пинается
Время жизни нала, содержащего карбид бора, можно уве шть, прини-
мая меры по снятию возникающих из-за распухания напряж< и Поэтому
важное значение имеет выбор материала оболочки иэла с под тми свой-
ствами пластичности.
Совместимость с оболочкой
Карбид бора при температурах ниже 700 С вполне совм< тнм с боль-
шинством сплавов, используемых для изготовления оболочек. Выпи указан-
ной температуры возможно образование поверхностного слоя н » Г< В. при-
чем эффект взаимодействия с оболочкой усиливается прнме-рн в 3 раза в
присутствии натрия. При температуре около 1226 С образу» ся .втгктмче-
скпй сплав. Избыток бора в В4С усиливает поверхностное в .шм; действие,
а образование лития в реакции ,0В (л, а) способствует днффх тому проник-
новению бора и углерода в сталь.
в. тантал
Тэптз
в быстрых реакторах в ^ервую^чепст^ гВа₽,1а'!Т llor-1o,uaronitTo материала
aKiiunUn0HH0''’V pacn-VXaHiiio по сравнение 1ар°га-Я СГ0 ЧШе** сто"кост’1 к
53П Т ппГЛ°Ще|П‘я 181Та (,г- л’) не обп- J,^-jTOcnH!;)HocT(Tf 4TOBpe-
чина чт< ро11сх°Д,,т |1е Распухание а не^т'€ТСЯ ге/11Пг При температуре
по размет- °°₽а308ан,<е при 0-распаде ь'-т^ -vrij1OT,,e,l|ie материала. При-
таТы Тпп РВ°,1аЧаЛЬ,,ых атомов В то  ат°Мов U’AV- которые меньше
лор (см. i:	СТепе,|И свержен расщМхЯанТ|а,,Та’Ъ КаК "
(? Дополни^ымн преимуш.	*
сравнительно низкая стоимость)^ХтХл?'^’1 < Яв-1ЯЮТСЯ его доступность
1 обработки, сравнительно высокое
Вопросы для повторения
313
сечение поглощения быстрых нейтронов. Дочерние продукты реакции (п, у)
также являются хорошими поглотителями. Принципиальным недостатком
является образование у-актпвных нуклидов ’"'-‘Та в l!i2W, испытывающих
0-распад с периодом полураспада 115 сут. В связи с этим возникает пробле-
ма остаточного тепловыделения. Кроме того, тантал растворим в натрин, по-
этому требования к надежности оболочки повышаются.
Г. ЕВРОПИЙ
Соединение Еи,Оэ в последнее время стало привлекать внимание исследо-
вателей из-за сравнительно большого сечения захвата быстрых иен гронов яд-
рами европия. Естественный европий содержитшЕи (47,8 "«>) и lft2Eu (52,2 %),
причем оба изотопа имеют эффективное сечение поглощения, среднее по
спектру реактора БП и Ен (л, у), с учетом разбавления ядрами кислорода
более чем вдвое превышающее соответствующее сечение для *°В. Как и в
случае танта а. дочерние продукты реакции Ей (п, у) также являются хо-
рошими поглотителями. К тому же при этом образуются газообразные веще-
ства.
К сож t.'hi io, самоэкр.и1нронанне сечения поглощения снижает э<|х|;ек-
niBHocTi евр in иго стержня примерно до эффективности стержня и i В4С
с естественным бором, (ругне недостатки европия:
1)	высокая ! заеденная радиоактивность от продуктов цепочки распадов;
2)	доступность только в малых количествах (как редкоземельного эле-
мента);
3)	низкая теплопроводность и необходимость в связи с этим изготовления
ТОНКИХ ПЭЛОВ.
Интер, на попытка t комби ни ищать свойства европия н бора в соединении
I иВ( Такое соединение имеет э, х|>ектнвность примерно 25 "о л|хрективности
В«С с обогащенным бором н на (I 41» выше, чем у соединения 1 ль/),. Кроме
того, потеря реактивности при выгорании I uBft меньше, чем при выгорании
В4С. Имеется возможность cine больше повысить эффективность 1пВв, ис-
пользуя обогащенный бор (что, конечно, обойдется дороже). Реакторные
эксперименты пока малочш ленпы, поэтому трудно сделать окончательные
выводы. Во всяком случае имеются указания о благоприятном свойстве
стабильности р.пмеров изделий из 1Д1ВП в условиях реакторов БН. Однако
проблема образования и утечки гелия в этом варианте обостряется, так что
потребуется конструкция вентилируемых нэлов.
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
11.1. Перечислите основные возможные материалы быстрых реакторов:
а) топливо;
б)	оболочка и конструкция;
в)	теплоноситель;
г)	СУЗ.
И.2. Приведите аргументы в пользу смешанного оксидного топлива (СО,
PuO.J для реактора БН. Каковы недостатки карбидного и металличе-
ского топлива?
П.З. Опишите два основных механизма распухания топлива в быстрых ре-
акторах. Каковы меры борьбы с этим явлением?
11.4. Предположим, что оболочка и чехол находятся в центре активной юны
реактора БН при Т 475 С и Ф 4-]01й центр (см2-с) (/ >f',l
А) эВ),
314
Глава 12. Основное оборудование Реакторов ЬН
* г v кт л теп пал а оболочки и чехла за два калеппЯг.
Каково pacnyxai!iieA. ’ li|!e!|TC исПоЛьзоваЖ1Я мощности о?'
ных года Раб°™ f b'HJ деформация 0,2 % при описании предёча
11.5.	Зачем вводится начальная
текучести	ползучести и почему оно важно ||ри
11.6.	Каково напряжен	раj	।ияют температура и нейтронное их™
" р—у» п’4
11.7.	IS™ обмин» причины, ПО которым «атрий выбран в качества тел.
поносителя в быстрых реакторах.
11	8 Почему бор используется в качестве поглотителя в ci 3 быстрых ре-
акторов если его сечение поглощения быстрых нейтронов мало?
11	9. Почему необходимо охлаждать поглощающие стержне в би трых ррак.
торах?
Глава 12
ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ТЕПЛООТВОДЯЩИХ
КОНТУРОВ РЕАКТОРОВ БН
12.1, ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Основным назначением быстрого реактора-размножито пляегся вы-
работка электрической энергии. Осуществляется это за счет г ла. которое
образуется в ядерной реакции деления и передается в пар юдяной контур
для приведения во вращение турбогенератора. В данной главе рассматрива-
ется оборудование теплоотводящих контуров реакторов БН I ,из начинает-
ся с описания систем теплоотвода, которые включают в себя i вый и второй
натриевые контуры и пароводяной контур. Затем более подроб о рассмагрн
ваются характеристики основного оборудования: бака реактора, циркуля-
ционных натриевых насосов, промежуточных теплообменников и парогене-
раторов*. Последние четыре параграфа посвящены защите реакторов БН.
транспортировке топлива, приборам контроля технологических параметров,
а также вспомогательным системам.
Хотя вопросам разработки оборудования быстрых реакторов в данной
книге посвящена лишь одна глава, значение их чрезвычайно велико. Созда-
ние надежного, безопасного и достаточно дешевого оборсдования в значи-
тельной степени определяет возможность промышленного освоения резкто-
12.2. ТЕПЛООТВОДЯЩИЕ КОНТУРЫ
А. ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА АЭС С РЕАКТОРОМ БН
точныйГггатриевыГконтупм 7°РЭ БН ВКЛ1°чает первый и второй (промежу-
точного контура 0бусл6втен^Г^е Л»ар0В0Дг!ЮЙ ко,,т-р- Наличие промежу-
тактическим теплоносителем Ег^,?"К°И быстРых реакторов с жидкоме-
----_ _ ‘-^носителем. Его назначение - исключить возможность
лированиеН^<намРи°ческ^^^	А* К Агравала и М. Хатнб Рагбара «Моде-
Atomic Energy Review, C1980,aVeP?8™Vo ^пло°;в0Дящих контуров реакторов БH>-
книга была подготовлена к печати * ’ ' *’ ол^ЛИКОйанная после того, как наш*
12.2. Теплоотеодящие контуры
315
взаимодействия радиоактивного натрия первого контура (активность кото-
рого определяется в основном н «угоном 2,Na, имеющим период полураспада
|5 ч) с водой третьего контура. Основное оборудование натриевых контуров:
реактор, главные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменни-
ки и парогенераторы.
Петлевая и баковая конструкции реакторов БН
Как показано в гл. 2. используются два варианта компоновки оборудо-
вания первого контура реакторов БН: баковый (пли интегральный) н петле-
вой. В баковом варианте весь первый контур, т. е. реактор, главные цирку-
ляционные насосы и промежуточные теплообменники, размотается в общем
баке, заполненном натрием. Во втором, петлевом, варианте циркуляцион-
ные насосы н промежуточные теплообменники расположены в отдельных бок-
сах вне бака реактора и соединяются с ним системой трубопроводов.
Fla рис. 12.1 приведены принципиальные технологические схемы для обо-
их типов реакторов, а в табл. 12.1 —характеристики систем теплоотвода
АЭС с реакторами БН.
Почти во < х •ксперимс11т.1.т1-пых быстрых реакторах (I FTI-', БОР-60,
«Рапсодия», JOYC), KN К-2, «ЭнрикоФерми», DFR, FBTR, PEC) использова-
на петлевая компоновка первого контура. Исключение составляет реактор
EBR-2, который был разработай как баковый. Термин «петлевой» означает,
что система теплоотвода состоит н 5 независимых параллельных петель, каж-
Рнс. 12 1 Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором БН петлевого (и)
и бакового (б) типов
'-бак реактора- 2 - насос первого контура; 3 - промежуточный теплообменник; 4 ила; вто-
рого контуре; 5-пароггиератор; 6 пароводяной контур. Z - турбин»; а блк первого контчрв
5-активная зова; М - патряй первого контуре;	ч.трнй второго контура
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
	SNR-2 БН-1600 (ФРГ)	(СССР)	« 5 «	S	S ooE §з=£	« ОО С-Г х с	ф	G>	—	еч —* ”1’ ►£ *2	и? о					.		 — 			 		 .	- •	=	и *	„ -I	о	о , - • < а ?	q	l 3 = ?	_ _ —	—	L, £ S 3 £1.	ч-З	t— — i?	iC 10 ф 2 cL*	?	«” = = = ^	5 =	= 3*2 О О ь - Ж Ь*	Ь п U	3 О	г- ?	ХСХт*	чЭ-г — 0e4g-r£*o0>	о о =чо^==^	Sg	S-й.	- л -Г ь -5	с и	ем а х .2	tn л с-и“- «-			2		
	CDFR (Англия)	5 L| 5 5 Ш1- Н	>.»! ? «8|--г»Г	3 » j£"S|	2-й	 S « aue.t		 	a
X и с X —С с S •W X ч е	«Сулер- Феннкс» ( (Франции)		”"Г"	- -	"2 • а г_	« ,_ ЕГ ш	Й	. х 2. 5 i	6 i « х	о 2 ь О	О	- S О S	•'1	Г w - Т( .{	ч Л J. q	1- 2 ” У-	**Оф	J я е ? 5	rt 1Л Ф х с - х	? = 3 u I J 2 7 D	• о ф	- siKlr Jshui	nh — й Е	1/5Л ♦-» с. •“		 0
	БН-GOO (СССР)	ft! < о	° X 2 7	Д «= X 2	°	у 3	2	х	£	£	°	•	3	п	;	2	»	3	*»<л о ot-ortg	С м	2?	2?	X	2	go	о.	7	х	=	* *п	5 О “ i	=	S	®	°	X	-	X-	>>	2Г	о	и	с»	— п — €3	«	г	ю	ем	о	*-	0-	С	ь-	*	- й -	*	1Я о и vr					 •
о. о н X	CRBRP (США)			 2 § i.s s s i -Lis tHs	2 Xra*?2?£	;&£<=	°*	o’ ' Л e> « y 2	a Q. 5 v	-r « S'	rt -г <u •	° С X	m « <j t- H	CJ * 2f
л о. *“» 3 >-	MON.JU (Япония)	oo«J	£ S =ci X	ee«?	- o.s §^f	S S	hb - -o	'2- ?;^£whr s- s- gg&it га -	см ем о c x Ck	5 CXx	v? л □ * u и	1Д
о •х <С О ГП	SNR-300 (ФРГ)	о	к	о	J'"	?,	г	и 5 £	s	о J a г-о£ £ЯЕ	S	2-2’=;	OW) т 2	° “=	“ Е	-	»-о	«	и = _	н	С 2 <*>
< г- о	PFR (Англия)	• > =	^о	соД	’Р	1-12 со|	§3*	? 5 §Д£«=*	sssi	' ™	* UJ о 0 гб S 0 и «ч	° 2 $ й	—	- • — —	— .	А u	X >»	U-: rt U □= "	и* 5а 	—	X
И" <* •— К о «*-	< Феникс » (Фракция)	I ! s	° « ? г	th 52i.-, = S5«	< 5. =§£5	=*5	2	„2- г = 5	г S г = 9-	« =	—	х” й X >	lc ео г j 'Л	— 3 Л	•
Г л блиц a 12.1. Оеиовн	I5H-350 (СССР)	с" 4 2 о о	2°qs,J--ir?.,e 5	? oss°xg5c‘	о	=	°*	-° ° сэ й 1: >s	с ь- £ ~ - i'г с.С т т х o-t?u	**т-, - -	* ci =gcxp?g>--2 Jxs5	=
	1 Тар.чмстр	Электрическая мощность. МВт Тсплонля мощность, Л\Вт ’Гкгг реактора Число п.1рнллс.1Ы1ых нетель Рлсн(1ложсш<с ГЦН и норном контуре Чнгло промежуточных Теплооб Мснинкон гг.ч одноП петле Температура N.i н промежуточ ном теплообменнике, “С: нход/ныхпд и лерном копту рр П.ЧОл/ВЫХОД ВО II тором КОП туре Конегрукцня плрогсперлторн Тип пирогенерпторл Количество ih'ipOb и ера торного оборулопапня в к»ждий петле- нснврнтеЛсЛ иенминыч III -|И 1 рев If ГД» Л HpuMi ЖУТУЧНЫХ	пер. рг»Д те.чгй Плроиыч блрдбдноп и нарл tupi II В.1 л 1II Плр4М< тры турбины 1,1вл«н1ь пара. 41 la 1*мпгрлтура пира, л Число Т>рбнц/МОЩИСК ТЬ. МВт • Част!» т**» ч<>»*|.»й м<иш1<<«|
12.2. Теплоотводящие контуры
317

^турГюгенерато^^ ' г’"|’елеле|11!У,одо.,по тепловой мощности от реактора
иричемХ^^
куляциониых насосов первого кантува { U’"",uuil-Vcl количеству цир-
внсимости от мощности реактора бнварт п-. ° ,1аРаллальных петель в за-
тыре). На рис. 12.1 в обои^	"л‘.‘ че’
реактор бакового тина «Супер-Феннке» •	1И!1> ||()К*1 ,‘,,1а адна петля. Гак.
обменников в первом контуре и соответстнгт,1е,1’|ре насоса 11 восемь тепло-
ли второго контура (рис, 12.2)	,о четыре тенлоотводящнх пет-
“0TvX“ ,",е"м>’щк™-так-"
кого контур i менее опасна, поскольку н •'пт/",ИИ ПЛ|' гРУ<>опроводов пер-
стемы Масса натрия в нем значите tiho ч 'А'1"' К утечке натР,[я из сн-
тииа, что обеспечивает большую тептовх•»>	,|ем 11 Ре;|КГ0Р^ петлевого
ж гсп.ювхи) инерционность первого контура
Рис. 12 2 Горизонтальный рюрез реактора «Супер-Феникс», имеющего четыре тепло
отводящие петли, четыре циркуляционных насоса первого контура и восемь иромежу
точных теплообменников:
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
318
ВП1Отся резкие колебания температур тсплоноситета
БлагмаГ”’’Хгаовотвя В переходных азаршшых режим™. Как прав|
?Хая'Х™ в Экторах бакового типа менее сложная, поскольку
ГЮТа"Хе₽такТнаХЯееВижпж'^чутес™ Пророс, Б11
го там Благодаря размещению основного оборудования и отдельных бок.
дах vroo.uae™ero Лслхжвва.теп ремонт, легче решаются вопросы м0„
ш,зап ж S доваипя. i также защиты натрия второго контура от падуче-
я Копстргеппя реакторного бака я особенно верхней крышки „ реокто
етлевого типа проще благодаря меньшим габаритам бака. 11оскольку в ре.
акторе петлевого типа промежуточный теплообменник можно расположить
горазто выше активной зоны, то это создает условия для надежной естествен-
ной циркуляции теплоносителя в первом контуре. Кроме того, и ш меньшего
объема натрия в первом контуре в какой-то мере у прощается  шрование
параметров АЭС в переходных режимах с изменением мощности.
Конструкции теплообменного оборудования
Важным фактором, характеризующим технологическую \ у \ЭС с ре-
актором БН (см. рис. 12.1), является относительное располож nite оборудо-
вания по высоте. Основное оборудование натриевых конту ров полагает-
ся таким образом, что промежуточный теплообменник наход -я выше ак-
тивной зоны, а парогенератор — выше промежуточного теплен пинка. Это
создает условия для естественной циркуляция натрия, за сч< которой осу-
ществляется отвод тепла от активной зоны в случае аварий! н остановки
циркуляционных насосов.
Обычно температура натрия на входе в реактор БН равна 400 С, а на
выходе — 550 °C. Такие же температуры, если пренебречь щ лчительными
тепловыми потерями, будет иметь натрий первого контура в про* жу точном
теплообменнике.
Промежуточные теплообменники, как правило, проектируются по про-
тивоточной схеме, при этом средний температурный напор Мгжду натрием
первого и второго контура составляет 30 40 С. Практически на всех реак-
торах БН (за исключением PFR) натрий второго контура течет в трубках
теплообменника, что облегчает задачу удаления продуктов взаимодействия
натрия с водой в случае течи в парогенераторе. В целях предотвряпеиня по-
рад'|оакт|!В,юго натрия во второй контур при аварийном разрыве
боп1 шрТеири°° ,'ь|еН1П1ка лавленне со стороны второго контура должно быть
плоше к том еН"е, натрня первого контура. Это условие реализуется
бок	- ае’ есд11 теплоноситель второго контура течет внутри тру-
иа реакторах 511 • можно разделить на
из испарителя попЛярт ’ интегральком парогенераторе влажный пар
не производится. В больипГн^тве^^чаев в "ерегреватель- сепарация влаги
грального парогенератора размещаются и ДТ™" “ neperpeBaTeJb ltl,T^
на реакторе «Cvnep-фенико ДДД « ^ЩеМ КорпУсе- как- например.
_	’	* Лнако в некоторых парогенераторах, напри*
ховых модулей испарителя илнД^оегпАя^»К°ЛЬКИХ паРадл*-1ьно включенных одина-
парогенератор реактора «Феникс, ।	п“ иазывается модульным (например,
ровна интегральные и секционные являет™ ?амет,пь’ Что разделение парогенерато-
р«-работок новых конструкций теплом»я Доста™чно условным Вероятно, помер*
- элегия будет изменяться. ’ энного оборудования используемая термн-
12.2. Теплоотводящие контуры
319
мер на АЭС с реактором БИ-350, пароперегреватель и испаритель расположе-
ны в отдельных корпусах. Секционные парогенераторы включают в себя от-
дельные секции испарителя и перегревателя, причем пар перед поступле-
нием в перегреватель проходит через сепарационное устройство (паровой ба-
рабан-сепаратор пара или сепаратор влаги). I (когда сепарационное устройст-
во может быть размещено внутри секции испарителя. В некоторых случаях
пар от нескольких секций испарителя подается к одному перегревателю
Обычно парогенераторы проектируются так, что вода и нар движутся в
трубках, а натрий — в межтрубном пространстве. Поскольку давление в па-
роводяном контуре выше, чем в натриевом, в случае появления межкоптур-
ной неплотности в парогенераторе натрий нс попадает в пароводяной объем.
Благодаря этому уменьшается опасность загрязнения турбины окпела.мн
натрия.
Б. ПАРОВОДЯНОЙ ЦИКЛ
Высок я Т( мнература натриевого теплоносителя в реакторах БН позволя-
ет использовать цикл с перегревом пара, имеющий КПД 40 % и выше, т е.
на уровне пека ..1Тслсй современных тепловых электростанций на органиче-
ском топливе, (ля сравнения следует отметить, что КПД станций с ЛВР
составлю । примерно 32 "о. Изучаются возможности использования для ре-
акторов БН никла на насыщенном парс (как в ЛВР), что при некотором сни-
жении КПД позволило бы повысить надежность оборудования АЭС. Однако
в настоящее время на всех строящихся н работающих АЭС с реакторами БН
используе! ч цикл на перегретом паре.
Рис. 12Л Тепловые схемы парогенераторов, применяемые па АЭС с реакторами БН
и — прямоточный лироп'ГМ'рлтпр < перегревом пара. иыпплиомпыА г«о схиме bviicuini; б ж*,
схем.» Зул»..irpi, в пврпггпгржтир с рециркуляцией it перегреппм пари;	плроггнеротир наем**
Щвяного ядре; / испаритель и яг рсгргватгль о общем корпус*; 2 полог репа тел I» пмтателыюА
м>дм; 3 — кснэрмтель. 4 перегреватель: 5 — сепаратор влаги, л - паровой барабан
На рис. 12.3 представлены четыре варианта тепловых схем парогенера-
торов. Во всех вариантах используется классический цикл Репкина Пока-
заны два типа парогенераторов— прямоточные и с многократной циркуля-
цией воды. В свою очередь прямоточные парогенераторы можно разделить
на два вида в зависимости от наличия сепаратора влаги, включенного на
входе в перегреватель. Парогенератор без сепаратора (выполненный по так
называемой схеме Бенсона) состоит из испарителя и перегревателя, заключен-
ных водиц корпус. В парогенераторе, сконструированном по схеме Зуль-
пера, между испарителем и перегревателем, расположенными в отдельных
корпусах, включен сепаратор влаги. На реакторе SNR-300 установлены па
рогенераторы с сепараторами, благодаря чему иаросодержапие пароводяной
смеси на входе в перегреватель достигает 95 "о, в то время как в napoi  нера
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
320
Wepe3KTOPaCRBRPe==„^=1X^T;"ff^
Хрттор'в’а™'«’паровой'барабан показаны как отдельные элементы те„.
повой схемыоднако ОН., могут быть встрое.шым.1 в исрврнтмь.
В. РЕГУЛИРОВАНИЕ ПАРАМЕТРОВ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СХЕМЫ АЭС
Стоуктуря системы регулирования параметров определяется в значи-
тельной .мере технологической схемой АЭС. В данной кише ра - м.п риваются
самые общие принципы построения систем регулирования. На примере кон-
кретной схемы, проектируемой для АЭС CRBRI . проводится анализ струи-
турных связей, характерных для систем регулирования израхи гров тепло-
отводящих контуров реакторов БН.
Система регулирования АЭС CRBRP, представленная на рис. 12.4, По.
зволяет вести автоматическое и ручное регулирование нараме р реактора,
теплопередающих контуров, турбогенератора и вспомогатьть их систем как
в нормальных, так и в аварийных режимах. Регулирован и АЭС осущест-
вляется на двух уровнях. Первый уровень — это слежен .т нагрузкой
станции, которое осуществляется либо автоматически (по и мепенню пара-
метров энергосети), либо оператором АЭС. Задающий сигил . поступает на
главный регулятор мощности, где сравнивается с сигналами тчиков пара-
метров пара и мощности турбогенератора. Если обнаружит. . я взаимное
несоответствие сравниваемых параметров, регулятор мощно тн подаст им-
пульс на все регуляторы второго уровня, функцией которы лястся при-
ведение мощности реактора, расходов теплоносителя в контурах н подачи
пара на турбину в соответствие с новым значением нагрузки \ ЭС.
Регулирование параметров на втором уровне может щ гвляться
вручную при пусконаладочных работах, а также в режиме в; сода на мощ-
ность до 40 "о номинального значения.
Регулятор мощности реактора получает задающий сиги >т главного
регулятора АЭС, а также сигналы по температуре натрия и в йтронному по-
току в активной зоне. Регулятор мощности сравнивает требуемое и фактиче-
ское значение мощности и подает сигнал на приводы стержн и СУЗ, чтобы
вывести реактор на требуемый уровень мощности. При этом система регули-
рования должна поддерживать заданные значения температх ры натрия на
выходе из активной зоны и температуры пара на входе в турбину.
Регуляторы расхода натрия в первом и втором контхрах получают им-
плвЬ1( rnnT«uuT4"K0B раСХ0Да’ Уста,10вле|,"ых на .холодных участках копту-
гупятопч мга.н п°Т ИХ С задаияем по Расходу, поступающим от основного ре-
гулиоовання riaUt иа!1Ц|111; (“|,гнал от регуляторов поступает в систему ре-
сигнал с показаниям» Ц1!РК’УЛЯЦ11О,П,ЫХ иасосов- которая сравнивает этот
насосов, н возде1ктвуеГнаМэчектпНЗМеРЯЮ1Цад СКорость вРаще,1|'я вал0Б
. подействует на электродвигатели насосов.
получаетЯимпутьсы°от "втательнО}| воды » уровня в паровом барабане не
барабан	™“юго рет>’-1ят°Ра АЭС. nocxaaL хров'-..ь вода»
Функцией этого	»° всех режимах работы,
главном паропроводе и питательной I Сравнен,,е качений расходов пара в
лы в барабане Pervinnv ши. -ЛЬНОИ воды- а также контроль за уровнем во-
П° Скстем1376'^"0^ 8ОДЫ * ”аР^^рСатораеТСЯ арматуру’ мзмеияюШу10
буемого уровня' нагрузк1<Яот\Р?°Ге11ераТОра П0ЛУчает задающий сигнал тре-
Р- ” 0Т главпого регулятора, а также сигналы по ра^
12,2. Теплоотводящие контуры
321
11
Зак 120х
Главз 12. Осноан-о^^,---	-
----------- 11|Я турбины И мощности. выраба.
„ скорости вращении т. ।
ходу и параметрам пара,	п11еСТВляекя по сигналам дроссель,
тмвасмон генератором-	пара ос\шес™ чавлен11Я пара. При nw6.
=»=«SSWS^"“....................................
клонения	останОвм резь ।
ется аварийный сигн*
ымр натриевых контуров
ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ НАТР
рракЮРА И бак ПЕРВОГО КОНТУРА
А- *0РПУС РЕА	петлевого тина S\I? -300. Корпус
io ч поиведена схема реактора с ’ 1Lipil4ecKi й ' <Qi со сфе-
На рис. 12-5' ПР» т собой вертикальный и - к ие ,цему калып
реактора представ. J подвешен в веРх" товиКамм У< анзвлнваюкя
S "“Тв pS SNR 'lanoT“
кож1 •' •ко10рый “
123.
7
6
5
3
Рис. Г2.5. Схема реактора петлевого типа S\R ЗОЭ	0fT-
1 — внутриреькторное хранилище ТВС; 2—активная зова; 3 — первкчявя	7 j Ki***j!
рвя; 5 —газовая подушка; б — контрольный канал; 7 — onot doe кольцо бака Р****-^**.
перегрузки ТВС (внутри реактора); 9 — приводы органов СУЗ; Ю поворот и ы г проем _ ур01^
транспортировки ТВС (выгрузка н загрузка в реактор), /2 — вход натри® • ’ пли»1
натрия; /4 — пластина для крепления летчиков контроля: /5- страховочный КОЖУ*
бака реактора; 17 — внутренний страховочный кожух: /е - обечайка актшвной **>иь1- .<тоР
плита напорного коллектора; 20 — направляющие пластины; 21 — каперный колл
12.3. Основное оборудование натриевых контуров
323
очередь опирается па днище корпуса. В других реакторах, например в
CRBRP< напорная камера уставов.юна на кольцевой опоре, которая крепит-
ся к стенкам бака. В реакторах SNR-ЗОО и CRBRP па напорном коллекторе
установлена обечайка, окружающая активную зону и отделяющая по-
ток теплоносителя через активную зону и радиальную защиту от натрия в
объеме бака. (. внешней стороны к этом обечайке прилегает внутриреактор-
ное хранилище отработавших сборок. Поступающий в реактор натрий пода-
ется в напорную камеру, проходит через тепловыделяющие сборки и посту-
пает в верхний коллектор.
('наружи бак реактора окружен страховочным кожухом, нредотпращаю-
щнм утечку натрия в случае разгерметизации бака. Натриевые трубопрово-
ды первого контура подсоединяются к баку реактора выше страховочного
кожуха, так что в > лучас течи трубопроводов исключается возможность опо-
рожнения бака реактора. В реакторе SNR-3(X) напорные трубопроводы вво-
дятся в бак реактора в верхней части и опускаются к напорному коллекто-
ру. В других реакторах, например в FFTP и CRBRP, напорные натриевые
трубопроводе' располагаются в пространстве между баком реактора н стра-
ховочным кожухом и подсоединяются к баку реактора в области днища. В
реакторе CRBRP входные и выходные трубопроводы выполняются из нер-
жавеющей стали, имеют диаметр соответственно0,6 и 0,9 м и толщину стенок
13 мм.
Над уровнем натрия в баке имеется газовая полость (газовая подушка),
отделяющая мафий от верхней крышки бака. Через верхнюю крышку
проходят приводы органов СУЗ и каналы для перегрузки тепловыделяющих
сборок В крышке монтируются поворотные пробки с механизмами перегруз-
ки топлива.
На рис 12 б приведена схема реактора бакового типа «Супер-Феникс».
При рассмотрении такой сложной в громоздкой конструкции возникают во-
просы: как крепится бак реактора и основное оборудование, как разделяют-
ся потоки горячего и холодного натрия (особенно в области промежуточного
теплообменника), какова конструкция верхней крышки бака, каким образом
она крепится и iamiiiiiaeicH от воздействия высоких температур?
Поскольку ,'ги вопроса,! решаются в разных случаях ио-разному, целе-
сообразно проанализировать конструкцию определенного реактора, напри-
мер «Сулер-Фенпкса промышленного реактора БН большой мощности.
Бак первого контура реактора «Супер-Феникс» имеет высоту 19,5 м и
диаметр 21 м. толщина стенки около 50 мм, материал — нержавеющая сталь
Бак подвешен к верхней плите, выполняющей одновременно функцию «пии-
ты.
Более подробно устройство бака показано на рис. 12.7. В целях пр< дот-
вращения утечки натрия из первого контура в случае аварийной разгермети-
зации бака предусмотрен страховочный кожух. Температура стенок бака не
должна превышать температуры натрия на входе в активную зону; для это-
го с внутренней стороны бака имеется тепловой экран, и в кольцевой зазор
между экраном и стенкой бака подается часть потока «холодного» натрия,
взятого из напорной камеры.
Потоки холодного и горячего теплоносителя внутри бака ращеляются
многослойной обечайкой, которая имеет сложную конфигурацию и служит
тепловым барьером. Одними из важнейших узлов конструкции бака перво-
го контура являются гнезда для установки насосов первого контура и про-
межуточных теплообменников, которые крепятся к верхней защитной плите
Температура по высоте теплообменника изменяется значительно от комнат-
ной температуры в верхней части теплообменника над защитной или пт до
1 !•
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
324
,-тппа В связи с этим осевые пере-
, .1ЯТпця в баке РеаК ‘ иеМ промежуточного тепло-
высокой теяперэтУР‘ тем№РЭТУ1>"ы" ^.к.тойптто обечайку, составляют
метения.	г0 прохода через >«’	предусмотрено газожидкост-
обменника “ «^„«щип этик пер смЛ ец	...пае насосы перво
50-ТОм». Дл»Д“' )10С „а рис. 1«; “ । •„„ которые «акреплепы „а
„„в У".«™™';1ак1,1Ваются а	..й натрий, поэтому псобхо»
г° “ ж соы пке «ака » "0ГРУ®"° 'Хойстах отсутствует. Однако су.
верхней крышке уплаГННтельных уст) 6оПрОвОда ингаляционного
месть в ci,“r“e “ с^1"'™'’" “а"ор".пмпе,кш и 1>азпииы температурят
шествует "Р°ХпОм Кроме того, для №>с,' “" >л~> нбкое устрой™,
д»	” - « р—и™ ' «
да тТ^Гйправлеввя.	, бокового типа является
Sell мяты, представлять с<^* ” 0|и, опирается ив стенки бета.
S. Пакта, к которой=‘ <£₽	устававлппатот. я насосы лер.
нои шахты, на ddiuni
На защитной плите, кроме того, устанавливают я насосы пер.
/-активная эона” 2 -	РеаКТ0Ра бакОВОГО ТКОЗ tCynep-ФвННКО:
лообменнкк; 5-зона горячего\^рХК7-Хал^'«опо нлтряя: 4-пром	7^
)строистьо для удержания расплавтеннпгп ™«1°ЬаЯ лподУи,^л’ 7 васос первого *О|ГГ*£?*
ха; 10 -контур аварийного расход ^Хзни^*//0’1 9 ’ "чсЛж< и»мсремма не^^^^ас>нГ-
/2 тепловые экраны основного бян1- г<	внНрнбако»вя перегородка теплом^ гпох^
ХйсуГ;/5”болыи,*я поворотная лро1ЭТя iaWHTH4’ "ли"	и JST?^
ное СУЗ: /я —механизм перегрузки ТВС- к’ ~~ Малая поворотная пробка; /7 nPew^1/V
новой нейтронной зашиты- '>/ — /,w ясистсма охлаждения крышки бяка:	сбор»
к первого контора, ц страховочный кожух
12.3. Основное оборудование натриевых контуров
325
Рис. 12 8. Узел уплотнения в области про-
хода корпуса промежуточного теплообмен-
ника через анутрнбакопую перегородку ре
актора «Супер-Феникс»
/ inwrii»i(Kv нипрп (50 70 мм) при упг'ллче-
iiiHi темпгрл'гуры от цач.1.ц.ного до рабочего та
чения; 2 ypoiH-iih iiAipiiH h.i холодцом участке;
Л уропгць 1|*1Т|1»|Я ил горячем участке; 4 — rn.io-
выА <лсмцфгр»; 5 поток натрин псриого к<ш-
турл
Ряс. 12 7. Конструкция бака первого
контура реактора «Супер-Феникс»:
/ йхткйкая aoiu. 2 вн>трнбокоч.1Я иг
per о род К л Т« пл'*поЯ барьер; Л г и ггд о
УСТАНОВКИ fl|>ТМГЖ уточили» ТГПЛООбы»ЧЦЙ1
хя; 4 тгп.*1вм«* экраны; 5 т» плоили
изоляция крышки бака; 6 * стражлпоч
ИМЙ КПЖУ1. 7 жрлцирующлв об«ч»Лка.
8 СТГНКЛ бйХЛ п» ршмо контура. Я
верхняя в«щм тя в к плите (крышке бакл)
вого контура» промежуточные теплообменники, приводы прыжок С. 3 й
оборудование системы перегрузки сборок. Конструкция н.пиы должна обес-
печивать герметичность в случае се деформации, вызванной поелгде ibhmmii
аварийного разрешения активной зоны. Как и в реакторах петлевою типа,
верхняя плита отделена от натрия первого контура защитным слоем га1^.
Для обеспечения нормального температурного режима крьппкп бака необ-
ходимо теплоизоляционное покрытие с внутренней стороны крышки н ох-
лаждение крышки специальной системой. Па реакторе «Супер-феникс»
Рис. 12.9 Элемент верхней за-
щитной плиты бака реактора
«Супер Феникс»:
/—отверстие для установки про-
межуточного те1глообмемникд или
насоса: 2 — стальное покрытие;
3 — кольцевые элементы хояструк
циц плиты; 4 — радилльные рсбрл
326
Глава 12. Основное оборудование^^ БН
° -T -rt_T t'ACT’l R1 СИ cl М3 СТАЛЬНЫХ ЛИСТОВ, Ч( рСД\ ЮЩИХсо
— «* 6ero'"“’li
реактора).
Б. НАТРИЕВЫЕ НАСОСЫ
Гтавные циркуляционные насосы, применяемые в первом и втором
контурах реакторов БН. - это. как правило, центробеж in.в вертикаль,
насосы со свободным уровнем теплоносителя. На
р. с 12 10 показана конструкция циркуляционного насоса первого контура
*ы”д nOT0Kfl: рХёе кадХ-7^^8Пер80Г0 ко«тура реактора CRBRP
сфе-
12.3. Основное оборудование натриевых контуров
327
реактора CRBRP. Над уровнем натрия в баке насоса размещена тепловая за-
щита. Газовая полость насоса сообщается с газовой подушкой реактора.
Основными факторами, определяющими конструкцию натриевых насо-
сов, являются следующие: тип реактора, для которого предназначен насос
(петлевой или интегральный); место насоса в схеме АЭС (первый или второй
контур) и в копту ре (на холодном или горячем участке петли). Главными эле-
ментами конструкции насоса являются подшпшшкн, узлы уплотнения, ра-
бочее колесо и устройства для протечек теплоносителя.
Поскольку жидкий натрий хороший проводник электрического тока,
на реакторах БН можно использовать электромагнитные насосы. В каче-
стве примеров такого решения можно привести реактор EBR-2 (второй кон-
тур), реактор SEEOR (первый контур) н реактор Df-'R (первый контур).
Электромагнитные насосы не применяются для основных натриевых конту-
ров реакторов большой мощности; главное их назначение—обеспечивать
циркуляцию жидкомета. ьтп веского теплоносителя во вспомогательных си-
стемах АЭС.
На основных натриевых контурах реактора ВЦ большой мощности ис-
пользуются только центробежные насосы. В настоящее время в США прово-
дятся испытания насоса с дополнительной крыльчаткой, расположенной на
входе в рабочее колесо и предназначенной для повышения давления в пото-
ке теплоносителя (вопрос создания необходимого кавитационного запаса рас-
сматривается ниже).
Расположение насосов в контуре
• Если в реакторах бакового типа циркуляционные насосы первого конту-
ра. как правило, располагаются на холодном участке петли, для реакторов
петлевого типа рассматриваются варианты размещения циркуляционных на-
сосов па холодном или горячем участке. Что касается нетель второго конту-
ра, то для поддержания высокого давления натрия и промежуточном тепло-
обменнике (что в случае разгерметизации трубок исключает протечку на-
трия из первого, радиоактивного контура во второй) насосы располагаются
на холодном участке петли. Кроме того, во втором контуре размещение на-
сосов на горячем участке не дает тех преимуществ, которые достигаются в
первом контуре.
Несмотря на очевидную выгоду, связанную с расположением насоса на
холодном участке контура (пониженные рабочие температуры узлов уплот-
нений и подшипников), в некоторых проектах быстрых реакторов петлево-
го типа насосы первого контура размещены на горячем участке (SNR-300,
SNR-2, Fl II , CRBRP), что диктуется требованиями по давлению на всасы
бающем участке насоса во всех возможных эксплуатационных и аварийных
режимах 111. Рассмотрим факторы, определяющие давление па всасывающем
участке. Существует понятие кавитационного запаса, который определяется
как разность абсолютного значения давления па входе в насос и давления
паров перекачиваемой жидкости. Каждый насос определенной конструкции
характеризуется критическим значением запаса по давлению, при котором
начинается кавитация в жидкости. Минимально допустимый канн тайной
ный запас на всасывающем участке насоса должен превышать крнi.im - кое
значение, его можно выразить следующим образом;
АР р _ь р ~_\р р
пс ' г и ' e-r гидр ‘ пар»
328
Глава 12. Основное оборудование реакторо^Н
mvnm'ffl объема жидкости, из которого произво-
где Рг - давление па 'южр. пе..ктор11ой установки — давление газа над
днтся всасывание (для иасоеа рРТическое давление столба жидкости’
поверхностью натрия).. f	отМСток свободного уровня натрия и вход!
определяемое разностью ы  _	перепад давления (гндрав-
кого участка рабочего колеса лас. Jv*AnTVna- Р __________ lauieirno иГп
лическне потери) на всасывающем участке копт) ра, Р„ар	дав. еине царов
Ж,7'Хвыепол0стн насосов первого контура и реактора сообщаются между
собой' поэтому давление Рг равно давлению газовой подушки реактора, ко-
торое больше атмосферного, что исключает попадание возду \.i в бак реакто-
ра в случае аварийного разуплотнения. Высота гидростатического столба
жидкости определяет длину вала насоса.
Давление паров натрия /%яр мало и при гемперат) рс п>[ лт о участка
составляет примерно 1 кПа. В случае расположения насоса a 1 »рячем уча-
стке контура перепад давления на всасывающем \ чистке склндывзстся из
гидравлических потерь ио длине трубопровода и местных it в выходе
из бака реактора и па входе в бак насоса. Если же насос рас. ожен па хо-
лодном участке контура, к этому перепаду добавляются гидравлические по-
тери на промежуточном теплообменнике, которые обычно сс а вл я ют 50—
100 кПа.
ТакимобразохМ, чтобы повысить кавитационный запас нассх'а, р гположсн-
ного на холодном участке, необходимо увеличить высот) ги ц) т тиче ко-
го столба натрия (и соответственно длину вала насоса) пли давление газа в
реакторе (что повышает вероятность утечки радиоактивного гл з из реакто-
ра).
Другим решением проблемы может быть разработка коп.тр’. К ни насоса,
работоспособного при низких значениях кавитационного зап Труди •
ста реализации этих решений заставляют разработчиков ра <м itb насосы
на горячем участке контура. С увеличением мощности АЭС шипение мини-
мально допустимого кавитационного запаса циркуляционных и : <ов возра-
стает, что усугубляет проблему.
В. ПРОМЕЖУТОЧНЫЕ ТЕПЛООБМЕННИКИ
Конструкции промежуточных теплообменников, применяемых для ре-
акторов БН, в основном однотипны. На рис. 12.11 пока ханы теплообменники
реактора оакового типа «Супер-Феникс» и реактора петлевого типа CRBRP.
кял/,^"ра°"ЛО’ прод!еж>"ГОчНЬ,етеплообменникн — кожухотрубные, верти-
ника оеяктопя^м чапЫе’ С 11рямым’1 трубками (за исключением теплообмен-
тепа обычнп ппгт • ? ' II''iei011ier0 С-образные трубки). Натрий второго кон-
опускной центоатиюГ В т^!лообмепи’,к в верхней его части, движется по
лотрубкам Натопи'прп1Ргбе’ 3аТеМ развоРач|'вается поднимается вверх
ху вниз. Различней коп-™ ° конт>'Ра течет в межтрубном пространстве свор-
ных реакторов состоит п пшКЦИ" теп-’1ообх|{?'п1иков для петлевых н интеграль-
ных учасХ КрХни ? "ТМ В >ХТР°*стве в выходных натрие-
градиентов температурных пй/!?”0 f'J -Ка выпол,!яется с учетом возможных
Нижняя трубная доска кк£^П,₽еНИИ тр-11 корпуса теплообменника,
ее свободного перемещения 'теп^ЬК° К тРУбКам’ что лает возможность
трубной доске. В теплообмен	00б,МенныеДРУбки приварены к верхней
ницы температурных расшипенийетеаКТОр/ Cf^BpP Д-™ компенсации раз-
вей части опускной трубы noeiv™ П-СК|,ОИ тР)бы и трубного пучка в верх’
сации температурных расшип^т -°Тре11Ы СНлЬФ°,1Ы- Другой способ компен-
' Р Р^шмренни, применяемый, например, на реакторе
12.3. Основное оборудование натриевых контуров
329
Рис 12 11 Промежуточные теплообменники реакторов баконого типа «Супер-Феникс»
(о) и петлевого ihihi CRBRP (б):
f — выход катри* второго контура: 2 вход натрия второго контурл; .? перхпии ищнпия хрынн
ка Оахл перми о контура; 4 тсплопдя мимииия; 5 иход натрии иерпога контура; 6 пиутриба»
новая о* р* • »'р« 1кя теплопоЛ барьер; 7 ны.ход нитрил первого конгурл; Л гклнфпнног уплот-
ните байпасного квналя натрия игралго контура; V напранлякнидч и.ыстигм; /б обечлДка под-
весного мр«-плгння т--т1 ообы» иннма; II сильфонное компсисяк'ры рпсигнренип опускной трубы.
Г4 — верхняя трубная Доска, ГА раенрг.к-лнтельнмг цилиндрические перегорал к и; /1 кпжуж;
/ • опускная труба; М корпус; 17 - трубки; М инжиня трубная доска
I НТ. состоит в использования нюгиутых трубок. В теплообмен никах ре-
акторов PER и CDER используются трубки синусоидальной формы. Каждый
из восьми теплообменников реактора «Супер-Февпкс» включат 5380 (рубок
длиной 6,5 м с наружным диаметром 14 мм п голщниой пенки I мм Для
перекрытия проходного сечения трубок, в которых обнаружена течь, преду-
смотрено специальное дистанционно управляемое устройство.
В качестве конструкционного материала промежуточных теплообменни-
ков обычно используется нержавеющая сталь.
Г ПАРОГЕНЕРАТОРЫ
Как отмечено в § 12.2, парогенераторы делятся на интегральные и сек-
ционные. Тенлопередаюгцие трубки могут быть различной конфигурации:
прямые, спиральные, U-образные или Г-образные. Они могут быть односто
ночными или двухстеночнымн (см. табл. 12.1).
330
r^aJZOcHQBHOe оборудование Реактороп БН
Выбор типа^рог^^
дяным циклом. На рис ;1; „ом пар0генераторе. Перегрев пара может
мяться XnW P». вязкой к температуре греющего „атр„, „а
’”в °екПХ°нтТаХгеВерГире испаритель п пароперегреватель раз_
В секционном ин|	1 Ov,aKO процесс испарения воды не запер-
шаета’в пометах пспарптелыгого модуля. Например, в спроектированных
*тя реактора CRBRP парогенераторах с многократной принудительной ||Вр.
юляцие» паросодсржаиие пароводяной смеси па выходе испарителя состав,
ляет
х реактора SNR-300 паросодер-
темьпередающей трудки
Рис. 12.12. Изменение темпера
туры теплоносителя п интег-
ральном парогенераторе (см
рис “Н [2])
7^8 — тсмпсрлтдря аотркя;
Та — темпер«тура Пере; Г
иедогретеи жидкость; И
кипение. Hl	ле*
Р«
равно 95 %. В том и другом случае
жанне смеси на выходе из испарителя
перед посту пленном в пароперегреватель производится сеп • ня влаги.
Как видно из табл. 12.1. как интегральный, так и секционный г эгеиерато-
ры находят широкое применение в схемах АЭС с быстрыми реакторами
При конструировании парогенераторов большое вннмажп- оделяется
проблеме компенсации температурных расширений элементов На рнс 12.13
показаны варианты конструкции парогенераторов, в которых эта проблема
решается за счет применения изогнутых трубок. Если в парогенераторе нс*
пользуются прямые трубки, необходимы специальные меры для компенса-
ции температурных расширений, подобные тем, о которых говорилось при-
менительно к промежуточным теплообменникам. Как видно из табл. 12.1.
в парогенераторах реакторов БН используются трубки различной конфигу-
рации. Иногда на разных петлях одного реактора применяются napoi опера-
торы с различными трубками. Например, на одной петле реактора SXR-300
установлен парогенератор со спиральными трубками. а на двух других -
ХЗг парогенераторы. Для реактора CRBRP спроектирован паро-
генератор с Г-образными трубками; одновременно ведутся проработки ва-
риантов конструкции с прямыми н спиральными трубками. В нс парителях
(двонныеРтотбки иют/ реактором БН-350 используются трубки Фнльда
внутренней трубке a в^плк?’ Зазором межДУ ними; вода движется вниз по
Надежная геометиичп зазоре поднимается пароводяная смесь),
шее значение для реакторов БН чем^яЛВР^Х00 горлздойба^
натрия с водой чоевятп	Че‘М для ‘ ВР' поскольку взаимодействие
наг1УП1решеш1Яэтойппо(лемм 0м?О^еДСТ811ЯМН' Одн1!М 1,3 первых шагов
ками с зазором, заполненным инеотв’ "СГ™ЬЗОВа1,ие трубок с двойными стен-
течи в одной из стенок. Такие трубкииепми” с-1>жа,ц"м индикации
раторах реакторов EBR-2 и DFP п‘ ’ пользовал,,сь, например, в парогене
дования и опыт эксплуатации Днее> когда экспериментальные иес.те-
процесс взаимодействия	”0Казалн- что аварийный
Р с водой надежно контролируется и может быть
<Z3- Основное оборудование натриевых контуров
быстро остановлен, рассматривались более простые конструкции парогене-
раторов с однострочным.. трубками, В настоящее время все демопстранноТ-
ные реакторы и реакторы-прототипы используют парогенераторы с о.носте-
ночнымп трхокамн. Однако для промышленных АЭС первог о поколения
вновь рассматривается во ложность пегюльзовашгя дву.хстеночных конструк-
К,,Н П Une "°”Ы,Т",Я ,,х "адежпостн. хотя опыт эксплуатации в основном
нодтш; ж ,к г П.1.В жночь нагрпевых парогенераторов, на ряде установок
Рис. 12.13. Парогенераторы с трубными пучками различной конфигурации
«-«хбд воды; 7 - ирышкГ k6PJ«." ЯС-^дД«7п>н^','’9,ф>,,',,‘',Й ргиктк" Л ' «««
S32
г„... .2. О.—
Ряс. 12.13. Продолжение
а — спиральный пучок (реактор cCvnen-Фсникг» V /
выход пара; 5—разрывная мембрана %а ткнии'i/блЛ* Л ЮЛ“: ? - вжад натри* J аргон 4-
ЙГЛХГ/rs	' ЖЖ'
ход катрвя; 70 —смотровое отверстие и'лрёивжи^^^р^^.^Х*;' //
6°VBH;35C°b’TP^7S»P^ связанные с аварийными течами тру-
раторе повышХ!?Тд.^	С Водой давление в парогене-
разрывными мембранами. Эти гстппй -т.Я пред-'СМатр1|ваются устроГк'тва с
продуктов взаимодействия в спеш я и J? Рас,,а1агаются на линии сброса
мятрп,0Е еС^пеР;Фе,,”Кс» и PFP на д' 3 ]^Д?К2СТЬ (см- парогенераторы ре-
содепжТ3 ДЛЯ бо,1ь:1Шнства парогенепатоппм ’ В Качесгве К°Н‘ трукциолного
вепЛ^ЭЩаЯ окол°2"« хрома и ] % vomr в Нс(,ольз) ется ферритная сталь.
DOJ3 ^2ХЛОрНДНО1'корР°3''ИподнапПя^₽ ’ к°торая практически не под-
ХГ"'11 эта
^>дрнлиз|фуется добавкой 1 ••
12.4, Нейтронная защита
333
Парогенератор реактора «Супер-Феипкс» выполнен из сплава инколой-800,
основной н промежуточный пароперегреватели парогенератора PFR
нз аустенитной нержавеющей стали. Одним из важных факторов, влияющих
на работоспособность парогенератора, является наличие перехода от пузырь-
кового к пленочному режиму кипения. Па участке теилопередающей труб-
ки, где происходит этот переход, температура стенки резко возрастает и ста-
новится неустойчивой. Па рис. 12.1 1 границы переходного участка обозначе-
ны ад и -v2. Колебания температуры стенки на переходном участке обусловлены
Рис. 12.14. Рост температуры
стенки тепло перелаю щей труб-
ки на участке перехода от пу-
зырьконоп) к пленочному ре-
жиму кипения (см. рис*. 7 15
Г21):
Tri температуря стгихм трубки;
Тя температура плсыщглич жит*
кости: \Г колтбанич температу-
ры стгнкп
Длина гпеплапере дающей
трудна испарителя
тем, что трубил попеременно соприкасается с подои и паром. В результате
резких колебаний температуры возникают термическая усталость материала
трубки или структурные изменения в стали, способствующие коррозии со
стороны воды. Волге подробно этот вопрос рассмотрен в [21.
12.4. НЕЙТРОННАЯ ЗАЩИТА
Вопросы проектирования защип,i имеют гораздо большее значение для
реакторов БН. чем для . IBP. В быстрых реакторах значительно больше ин-
тенсивность потоков нейтронов высокой энергии и соответственно велика
утечка нейтронов из активной юны. Хотя скорость генерации нейтронов при-
близительно одинакова для БП и .'IBP равной мощности, в быстром реакторе
плотность энерговыделения. кВт/л, больше, чем в тепловом. Кроме того,
нейтроны, образовавшиеся в IBP, замедляются до тепловых энергии, по-
этому вероятность утечки быстрых нейтронов и облучения ими прилегающих к
активной зоне конструкций в тепловом реакторе меньше, чем в быстром.
В конструкции реактора БП можно выделить элементы, требующие за-
щиты от излучения. К этим элементам относятся оборудование, расположен-
ное вокруг активной зоны, верхняя крышка бака с установленными на ней
механизмами, а также ионизационные камеры. В реакторах бакового типа
особое внимание должно уделяться защите промежуточных теплообменни-
ков в целях предотвращения активации нейтронами натрия второго
контура. В реакторах петлевого тина радиационная защита требуется для
узла крепления корпуса н трубопроводов первого контура. Ниже приводит-
ся описание основных защитных узлов реакторов БН Нейтронная защита
устанавливается в местах подсоединения к баку реактора натриевых трубя»
проводов вспомогательных систем первого контура, систем обогрева и ох-
лаждения, па системах очистки натрия и защитного газа, на оборудовании
перегрузки ТВС, а также в помещениях, предназначенных для обслуживания
во время работы реактора на мощности. Характеристики радиационной ш-
щиты реакторов FFTF и CRBRP приведены в 13, ||.
334
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
А. РАДИОАКТИВНОСТЬ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ЗАЩИТНОГО ГАЗА
11з-за
двацнонной защиты в
ственный натрий
образуется изотоп
активации натрия под действием нейтронного потока проблема г)я
,НТЫ в БР имеет гораздо большее значение, чем в ЛВР. Е
й состоит полностью из "3Na. В результате реакции (ц
и’^тоа ^Na с периодом полураспада 15 ч. который испускай
у-кванты с энергией 1,4 и 2,8 .МэВ. Кроме того, имеет место пороговая реак
ция (п, 2п), при которой получается 2* *.\’а с периодом полураспада 2,6 ,1ет.
последний испускает у-кванты с энергией 1,3МэВ. Вовремя работы реактооа
24Na является основным радиоактивным изотопом, определяющим требовз.
ния к конструкции зашиты от у-излучення. Приблизительно через |() CVT
после остановки реактора активность натрия в первом контуре определяет,
ся в основном изотопом 22Na. При проведении ремонтных работ па НИркутя
ционных насосах и промежуточных теплообменниках первого контура сле-
дует учитывать значительную активность продуктов коррозии (см гл. и.
Расчетное значение удельной активности м1\а теплоносителя первого конт\ ва
CRBRP (масса натрия 640-103 кг) составляет30 Ки кг. для । актора i'FTF
удельная активность натрия равна 11 Кн кг. В проектных проработках бу
стрых реакторов баковой конструкции, выполненных фирмой сДженспа.
электрик» в 1968 г. [5], расчетное значение удельной активно i натрия па»1
но 18 Кн/кг (масса натрия в первом контуре 1,3- 10е кг) Со юно оценкам
после 30 лет эксплуатации удельная активность теплошх лп "
реакторе CRBRP составит 3,5 мКн'кг, а в реакторе FFTi 1 мКи т
Другим источником активности в реакторах БН явлЯг я i зыный гач
Активность газа первого контура в значительной степени опр лястся ппи
4мСЯ'п’ содеРжащ,,мнся в натрии, и непосредственной акъ иней °Аг к
Аг. В результате (/г, /^-реакции из23Ха образуется активный \’ес колот
КИМ периодом полураспада (38 с).
Таблица 12.2. Составляющие допустимою значения
активности защитного газа реактора FTTI
Нуклид
131гпХе*
из^е
1эзХе
тзэхе
83п!Кг
8Ьл!Кг
®5Кг
47Кг
еаКг
Удсльпая активность. Ки/м’
5.43-10 1
1.47-10»
2.1)7-10*
1.26-10»
6.82 10*
1,34-1о‘
9,30-10-»
1.80-10* I
2.64-10*
• т — метасгабильное состояние.
Для каждого реактора разработчики
допустимое количество негерметичных твэлов, при 1
работа АЭС на мощности. Например, для реактора FFTF
фектных твэлов от общего количества'	....________________
В табл. 12.2 приведены расчетные значения удельной активности защити0"
го газа реактора, обусловленной газообразными продуктами деления °
скольку в действительности доля негерметнчных твэлов в реакторе знача
тельно меньше 1 %, показатели активности газа также б^дхт ниже приведи
ных в табл. 12.2.
Тд31жны опРеД.слить максимально
элов, лр1£_котором разрешается
твэлло „ •.	" Допустимая доля де-
активной зоне составляет 1 %•
12.4. Нейтронная защита
335
Б. ВНУТРИРЕАКТОРНАЯ ЗАЩИТА
Радиационная защита, установленная внутри корпуса реактора, пред-
назначена для предотвращения воздействия излучения на внутрнреакторные
конструкции (например, узел крепления активной зоны) и стенки корпуса.
Защита должна обеспечивать сохранение пластичности материалов в течение
срока службы. Для реакторов FFTF н CRBRP запас пластичности конструк-
ционных материалов принят равным 10 % общего удлинения. Такой запас
обеспечивает пластическую деформацию вплоть до разрушения, что дает
возможность разработчикам использовать обычные методы и критерии струк-
турного анализа.
В качестве первого защитного барьера, отделяющего активную зону от
внутрнреакторного оборудования, можно рассматривать боковую зону вос-
производства*. За боковой зоной воспроизводства расположены сборки ней-
тронной зашиты. 11а рис. 12.15 показано размещение защитных сборок в ре-
акторе > RBRP (вариант с гомогенной активной зоной; вертикальный раз-
рез реактора показан на рис. 8.21).
Сборки нейтронной защиты содержат стержни из нержавеющей стали
или сплавов па никелевой основе, совместимых с натрием, таких как инко-
нель (см. pin 8.21). I Iiikc.ii. обладает большим сеченном неупругого рассея-
ния и поэтому используется в качестве замедлителя нейтронов. Железо так-
же является замедлителем, хотя и менее э».|х|н.‘ктинным но сравнению с нике-
лем. Однако нержавеющая сталь дешевле инконеля.
Для реактора (RBRP в качестве материалов защитных сборок рассма-
тривались сталь 316 и инконель-СИЮ. Высота стержней в защитных сборках
реактора CRBRP равна сумме длин активной части и торцевых зон воспро-
изводства.
Стержневая конструкция защитных сборок создает возможность их эф-
фективного охлаждения. Тепло в защитных сборках выделяется за счет у-
излучения. идущего от активной зоны и зоны воспроизводства, а также ис-
пускаемого материалом защиты в результате реакций неупругого рассеяния
и захвата нейтронов. В реакторе I I TF боковая защита выполнена в виде
шестигранных болванок нз инконеля, скрепленных вместе. В болванках
имеются сквозные каналы для прохода теплоносителя.
Вокруг защитных сборок в реакторе CRBRP расположено сплошное
кольцо боковой защиты из стали 316 толщиной 0,146 м. Это кольцо не песет
механической нагрузки, поэтому материал сохраняет первоначальные свой-
ства при относительно больших потоках нейтронов. В реакторе I FTF не-
подвижная защита собрана из плоских пластин, образующих двенадцати-
гранник вокруг активной зоны.
В реакторах бакового типа для защиты промежуточных теплообменников
от нейтронного излучения вокруг активной зоны устанавливаются графито-
вые блоки. Кроме того, в непосредственной близости от промежуточных теп-
лообменников и главных циркуляционных насосов первого контура распо-
лагаются специальные защитные блоки изВ4С, которые уменьшают воздейст-
вие нейтронов на конструкционные материалы, облегчают ремонт оборудо-
вания, а также предохраняют от активации тепловыми нейтронами натрий
второго контура. Ниже активной зоны также имеется нейтронная шщнта,
предохраняющая от облучения напорный коллектор. В реакторе < RBRP
* В реакторе FFTF боковая зона воспроизводства отсутствует; для уменьшения
Дозы облучения фиксированной боковой зашиты и элементов крепления используют-
ся съемные боковые отражатели.
|... !2 в.«-«	“_______________  '2.2. Нейтронная защита
337
Рис. 12.15. Поперечный разрез активной зоны реактора CRBRP (первый гомогенный
вариант):
{ “ ^подвижная боковая защита2 — обемйка активной зоны; J- ТВС цГгншкоЛ зоны (1> пгт)
4 ТВС зоны воспроизводства (150 шт.): 5 —сборки боковой защиты (324 цгт ) <- сборам основ*
ной системы аварийной защиты (15 шт ): 7- сборки дополнительной СПС* мм >м рмЛмоА давугтм
(4 шт.)
эта защита выполнена из стали 316 в виде блоков высотой 0,51 м, расположен-
ных под нижним торцевым экраном каждой ТВС. В реакторе FFTF защитные
блоки имеют высоту 0,54 м. В верхней части реактора определенную защит-
ную функцию выполняет масса натрия над активной зоной.
горвпг'еС' важной задачей при расчете внутрибаковой защиты реактора
СКВЕР была оценка прострела нейтронов, который может происходить че-
рез зазоры между боковыми защитными блоками, каналы охлаждения ниж-
оборудования.3311111™' Га30СЫе ПадОСТИ ТВЭЛ°В ” 3аз°Ры ме*д> элеме,,тами
в. КОНСТРУКЦИЯ ЗАЩИТЫ ВЕРХНЕЙ КРЫШКИ РЕАКТОРА
в~=B=?=~S'=“.=-^s=;
=~S=T=;s:ra.:-==
участки для размещения защиты на реакторе CRBRP "
Рис. 12 16 Расположение основных защитных узлов а реакторе CRBRP:
J - шххта реактора; 2 зона обслуживания лад реактором; >7— верхняя .’«лтиткоя плита 4
крепления реькториого бокя; 5 — ниутрирепктбрнля пинита
типичном реакторе петлевого типа. В реакторах бакового типа нейтронный
поток на узлах крепления и на стоиках бака первого контура значительно
меньше, чем в реакторах петлевого тина, поэтому проблема защиты для них
стоит менее остро. Ниже рассмотрены проектные решения, используемыо’прн
разработке узлов защиты в реакторе CRBRP.
Защита сквозных каналов в верхней крышке реактора
На рис. 12.17 показана верхняя крышка реактора CRBRP,fв когорин
предусмотрены каналы для механизмов перегрузки ТВС, приводов органов
СУЗ и другого оборудования. При разработке защитных конструкций необ-
ходимо учитывать прострел нейтронов через ступенчатые кольцевые шюры.
Глава 12. Основное оборудование реакторов
&Н
338
активность защитного газа и проникновение нейтронного и у-излученнй ак.
тнвной зоны через верхнюю пробку. Большие трудности ылп связаны с за-
щитой заполненных натрием гидрозатворов поворотных пробок с механиз-
мам» перегрузки ТВС.	,
Поскольку реактор CRBRP проектировался для работы при разгорме^.
зацнк до 1 % всех твэлов, в целях обеспечения безопасное in обслуживаю*
верхней крышке реактора необходимо было предусмотреть
д	6	7 8	9
щего персонала на
2 г
Рис. 12.17. Конструкция верхней защитной плиты ре зктор CRBRP:
/ — пластина, гасящая волны ла поверхности натрия; 7 —большая поворотная пр	ntmo
для установки механизма внерезкторвоП перегрузки ТВС; 4 — какал нормой стойки в-'ршма ме*
ментов конструкции реактора; 5 — средняя поворотная пробка; 6 гнило м мл привода ре*
гуяируюшего стержня; 7 —гнездо датчика уровня теплоносителя:  гяотдо ы . -ма аи)тра-
реакторной перестановки ТВС; 9 — фланец бяка реактора; 10 — малая поворот» •«	д«. // — xi*
Щнтиые пластины: /2 —листы отражателя; 13 — опорная стиПка. 14 — гж .	' зри
стальную плиту толщиной около 0,3 м. Поскольку излучение через гидрозат-
воры в значительной степени определяет уровень излучения над верхней
крышкой, был выбран оптимальный вариант расположения п дрозатворов
(рис. 12.17).
Защита от излучения узла крепления реакторного бака
Обеспечение защиты узлов крепления баков реакторов FFTF и CRBRP
от излучения потребовало специальных проработок. Уровень излучения в
области узлов крепления определяется в основном прострелом нейтронов
в шахту реактора. В обоих реакторах у нижнего края опорной плиты разме-
шены защитные блоки из В4С, облицованные стальными листами, а зазор У
верхнего фланца бака закрыт защитным кольцом из углеродистой стали-
Кроме того, на опорной плите установлено бетонное защитное кольцо, умень-
шающее поток излучения в обслуживаемой зоне над реактором.
Наружный многодиапазонный нейтронный монитор мощности
В шахте реактора CRBRP расположен многодиапазонный нейтронный
монитор, предназначенный для контроля за уровнем мощности при останов"
ке реактора и в режиме перегрузки ТВС. Для эффективной работы монито
12.4. Нейтронная защита
339
ра его показания не должны искажаться фоном, создаваемым посторонними
источниками нейтронного н у-излучепий. С этой целью монитор защитен
графитовым блоком (замедли гелем нейтронов) размерами 0,51 У 0,63 м,
окруженным слоями свинца п карбида бора.
Воздействие на монитор нейтронного фона, например, при транспорти-
ровке облученных ГВС уменьшается за счет установки в шахте реактора за-
щитных блоков из В4С. Свинцовая оболочка блока замедлителя предназна-
чена для уменьшения Дозы у-излучения от стенок реактора, страховочного
кожуха н от натрия первого контура. Для снижения у-фона, создаваемого
при воздействии нейтронного потока на корпус монитора, в качестве материа-
ла корпуса используется сплав на основе алюминия высокой чистоты.
Г. ЗАЩИТА ОБОРУДОВАНИЯ ТЕПЛООТВОДЯЩИХ КОНТУРОВ В РЕАКТОРЕ
ПЕТЛЕВОГО ТИПА
Для предотвращения активации натрия второго контура необходима ней-
тронная защита промежуточных теплообменников. На реакторе CRBRP
удельная актнвгкхть натрия второго контура, по расчетам, ле превышает
6,07 мкКшкг. Оборудование и трубопроводы второго контура расположены
в бетонных бок ах. Особого внимания требует разработка защиты проемов
для трубопроводов в стенах биксов.
На геплоотводящнх контурах реактора CRBRP размещаются датчики
запаздывающих нейтронов, служащие для контроля герметичности оболочек
твэлов. Эти датчики должны быть снабжены защитой от посторонних источ-
ников излучения.
При разработке зашиты реактора CRBRP возникла проблема фотоней-
тропного э<|х|х‘кта в бетоне. Фотонейтроны образуются при взаимодействии
у-нзлучения радиоактивною натрия с дейтерием, содержащимся в бетоне,
и составляют около 80 "о нейтронного фона, воздействующего па датчики
запаздывающих нейтронов. В связи с этим защита датчиков должна выпол-
няться нз материалов, в составе которых отсутствует водород.
Д. МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ
Расчеты распределения нейтронного потока и источников других видов
излучения вблизи активной зоны проводятся на основе диффузионных урав-
нений в одно-, двух- и трехмерной геометриях. Для оценки доз пей тройного
и у-излучения в местах, удаленных от активной зоны, или за пределами ре-
акторного бака необходимо использовать кинетическое уравнение. Расчет
прострела нейтронов требует применения сложных методов и. кроме того,
экспериментальной проверки результатов, поскольку точность оценок долж
На быть очень высокой.
Расчеты защиты реакторов CRBRP ir FFTF проводились в рамках кине
тической теории с использованием метода дискретных ординат (количество
энергетических групп 40- 60). Для решения задачи прострела ней тронов ис-
пользовалась угловая сетка (100- 166 угловых интервалов) го сгущением
точек в передней полусфере рассеяния. В целях проверки результатов была
разработана программа расчета с использованием метода Монте-Карло. Ре-
зультаты сравнивались с экспериментальными данными но рассеянию ней-
тронов.
340
г«... 12. Ое-™»«= «6«PW^2rr^L^
; 2 5 СИСТЕМА ТРАНСПОРТИРОВКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК
ТШ’ МОГУТ быть двух типов:
Операции с ТВС мсиуг  твс с0ежими;
I) замена в реакторе отр	отправка облученных ТВС на пер^
2) доставка свежих ТВС на	।
РабН,« рассматриваются операции обоих тииоа. Обеуждаюгея также м.
„реет &зш,”“™рС°”да”“за,ю риЖиие основного оборудования с„.
с те^ХрузкоЖ;„я двух типов реакторов БН: оитетрв., иного («СУ11ср.
Рис. 12.18. Система перегрузки тепловыделяющих* сборок реактор, бакового типа
«Супер-Феникс»
7 — барабан-хранилище ТВС; 2 — отсек для приемки сложих н отпряяки отрад й-шкх ТВС: 3-
хранилищс свежих ТВС; 4 — перегрузочный бокс отработавших ТВС. 5 мдимпулттор; * — пере*
даточная камера; 7 — колпак над реактором; 5 — мехами-м внутркрс опорной гс пош ТВС.
9“ поворотные пробки; J0 — бак первого контура; Л — активная юна: 12 h зцрадляютка ддз
перемещения загружаемых и выгружлемыч ТВС
. kJ 9. Система перегрузки тепловыделяющнх сборок реактора петлевого типа (пр«*
, .™„йгт	е т ФПРМЫ «Атомнкс интерненшнлэ):
жих или отработаЯвшнхетвС°аиаН Ж^шзно"о?ожной пран”ЛИЩс:	контейнер для перем»**
4 - перегрузочный бокс, заполненный ияоптР. * ПЛа1ФоР“е; 3 сухое хранилище свежих ТВС.
ресгансвкн ЛВС во внешнем хранилище’ 6 ’11'»1’,30М’	— Мея*Мн*м прльод устройства И^*
передаточный боКс: 9 _ атмосфера	-; 7 подъемйыймсхяннз*:
1ВС. П — Поворотные пробки (З^ шт )• Р °Г^П 33а‘ ^~*схаи*<« внутрнргакторной перестаю***
погрузочного пенала при	ТВС в	W	"она; /4 - расположу*
-перегрузочные каналы; /7 - ннсшм^₽^?и * Н1пУКиющ,|е для перемещения пе*<* •
внешнее хранилище ТВС; /8 - выгружаемая ТВС
12.5, Система транспортировки тепловъ|деляющих сборок
341
Фенике») н петлевого (проект, выполненный фирмой «А гомике интер нейШнл»
161).
В докладе |/| рассматриваются схемы п оборудование систем перегрузки
ТВС быстрых реакторов с жндкометаллнческим теплоносителем. Статья 181
посвящена системе перегрузки ТВС реактора «Феникс».
Перегрузка ТВС. осуществляется на остановленном реакторе. Внешние
хранилища ТВС устанавливаются за пределами защитной оболочки реакто-
ра, что дает возможность осуществлять приемку свежих и отправку облучен-
ных ТВС без остановки реактора.
А. ОПЕРАЦИИ ПО ЗАМЕНЕ ТВС В РЕАКТОРЕ
В рассматриваемых экономистами топливных циклах быстрых реакторов
перегрузка ТВС осуществляется 1 раз в годе заменой 1/6 количества ТВС
активной зоны. Время, затрачиваемое на перегрузочные операции, как пра-
вило, не превышает 2 нед.
\\схаш!змы системы nepci рузкн рассчитаны на транспортировку ТВС
активной зоны и боковой зоны воспроизводства, стержней СУЗ и сборок
боковой защиты реактора. В отличие от тепловых реакторов перегрузка в
реакторах ЬН производится без снятия верхней крышки бака.
Как видно нз рис 12 18 и 12.19, для перегрузочных операций использу-
ется передаточный бокс или передаточная камера п внешнее хранилище ТВС.
(барабаны св< mix и облученных сборок). Внутри реактора транспортиров-
ка ТВС осуществляется механизмом перегрузки. Из бака реактора сборки
выгружаются элеватором и шихте установки в пенал подаются во внешнее
хранилище с помощью механизмов передаточного бокса. Передаточный бокс
соединяется с баком реактора и баком внешнего хранилища транспортиро-
вочными каналами. В пределах внешнего хранилища сборки перемещаются
с помощью механизма перетру шн, аналогичного установленному в реакторе.
В соответствии с данными проекта фирмы «Атомикс интериейшнл» внешнее
хранилище вмещает сборки, предназначенные для очередной загрузки, и в
случае необходимости все ТВС, находящиеся в активной зоне. В процессе
транспортировки тепловыделяющие сборки находятся в натрин.
На примере реактора фирмы «А гомике интериейшнл» проследим за про-
цессом замены облученных ТВС в активной зоне свежими сборками. При
этом будут рассмотрены основные особенности процесса перегрузки, харак-
терные для быстрых реакторов.
Свежая тепловыделяющая сборка извлекается из гнезда внешнею хра-
нилища с помощью механизма перегрузки и под уровнем натрия устанавли-
вается в пенал, который имеет дне ячейки: для одной свежей л одной облучен-
ной ТВС (в данном случае вторая ячейка остается незанятой). 11енал подни-
мается по наклонному тракту транспортировочного канала в передаточный
бокс, затем через другой! канал подается в элеватор реактора и устанавли-
вается в гнездо, расположенное в зоне боковой пей тронной защиты.
После этого приводится в действие механизм перегрузки, который из-
влекает из активной зоны отработавшую ТВС, транспортирует се к пеналу
и устанавливает в свободную ячейку. Свежая ТВС. устанавливается в осво
боднвщееся гнездо активной зоны. Облученная ТВС транспортируется через
передаточный бокс во внешнее .хранилище.
Передаточный бокс заполнен инертным газом (аргоном), как и полость
реактора над уровнем натрия. Для доставки ТВС. в передаточный бокс ис-
пользуется подъемный механизм. Следует отметить, что в реакторе бакового
типа благодаря большим размерам бака возможно расположение элеватора
342
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
1ИК10НЗ что позволяет сократить габариты передаточцОГп
(ХЬ“ «« ' необходимость горизонтального иеремещс,,,,, тв»
•"'ih’,’,' трово'орировке км свежих, так и облучи.« ТВС „спад м
г В коистрхкили певала фирмы «Атомпкс „чгер,,я,,„„.,» „
смотпио" пфоиия’ устройство. которое снижает крове,и, „атрии в ,|И1але „ •
™«,И, его „з реактора „а 150 мм от верхней кромки, чтобы „ск.,юч„Рп
х-течке натрия внутри передаточного бокса.
' Пе'регрсзка топлива начинается через 2 с\т после остановки реактора
когда остаточное тепловыделение в каждой ТВС составлшл 30—40 кВт.
Время транспортировки пенала в газовой среде внутри пер< атомного бок-
са составляет 10 мни. При этом температура натрия внутри пенала увеличп-
вается на 20 С за счет мощности, выделяемой ТВС. 1слп пенал длительное
время находится в передаточном боксе, тепло отего поверхности будет пере-
даваться излучением на стены бокса. Расчеты показывай г. чт< температура
пенала при этом не превысит 500 С. В случае аварийной = жки пснадас
ТВС внутри транспортировочного канала необходимо npi гтедьнос его
охлаждение во избежание недопустимого повышения темп уры.
Перемещение ТВС внутри реактора осуществляется с in - i ю перегру.
зочного механизма, установленного в одной из поворотных бок верхней
крышки бака. Число поворотных пробок обычно равно тр-  м. рис. 12 17)
Ось большой поворотной пробки совпадает с осью бака р тора, а две ча-
лые пробки расположены эксцентрично. За счет поворота к щ пробки на
определенный угол механизм перегрузки может хстанавл гос я над лю-
бон ячейкой активной зоны и зоны воспроизводства
Для перемещения сборок во внешнем хранилище .может зыовятъея
одна поворотная пробка с перегрузочным механизмом (пр [шрмы «Ато-
микс интернейшил»). На реакторе «Супер-Феникс» ТВ( х тятся во вра-
щающемся барабане, что исключает необходимость а поворотных пробках.
Простота описанной картины перегрузки не должна создавать иллинию, что
у разработчиков реакторов 1311 нет проблем, связанных с тр тс портировкой
облученного топлива.
Применяются различные варианты систем транспортировки ТВС На
пример, на реакторе FFTF в крышке бака установлены три малые независи-
мые поворотные пробки, каждая из которых снабжена отдельным механиз-
мом перегрузки и обслуживает 1/6 ячеек активной зоны
Более простая система перегрузки была применена на реакторе SFFOR.
ЧП ияпРб^аТ0ЧНЬ1Н бокс’ за,1ОЛ!,енный аргоном, размешался непосредствен-
uanact реактоРа* Во вРемя перегрузки верхняя крышка реакторасни-
подаватись RTnpnpfeTCJI В !е|У]0ВЫХ Ректорах), н тепловыделяющие сборки
cKoibKv мопшпетР датоЧ||ЫИ бокс< а затем — во внешнее хранилище. По-
их: охлкдт Гв ^±?яемая ВС реаКт0Ра SEF0R- была невелика, для
конвекции аогон-!	тРанспоР'г,,Ровк>’ было достаточно естественной
Р . с тавляло главное преимущество данной системы
в. ПОЛУЧЕНИЕ СВЕЖИХ И ОТПРАВКА ОБЛУЧЕННЫХ ТВС
в специалъномРпадещенииПР?леп тепловыделяюц*их сборок осмцествляются
ТВС, а также отсеки для nnn^f ^положены участки приемки и отправки
и облученными ТВС. Р Де><ия сопутствующих операций со свежими
ся ®	,|а АЭС’ Устанавливаю^
рия, пока реактор находится на мотн°*
12.6. Измерительные системы
343
сти. После остановки реактора они транспортируются во внешнее хра-
нилище.
Облученные сборки из внешнего хранилища подаются в специальный от-
сек, где их помещают в транспортный контейнер. Если остаточная мощность
ТВС достаточно мала, контейнер может быть заполнен газом. В противном
случае для охлаждения сборок требуется заполнять контейнер натрием
либо обеспечивать принудительную циркуляцию газа.
12.6.	ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ
Ядерные реакторы оснащаются большим количеством измерительных си-
стем и приборов, необходимых для контроля за состоянием оборудования во
время эксплуатации, а также для проведения научных исследований. Многие
измерительные приборы, например контролирующие излучение, аналогичны
применяемым па тепловых реакторах н поэтому в данной книге не рассматри-
ваются. Однако специфика натриевого теплоносителя обусловливает необ-
ходимость со манн я измерительных систем, специально предназначенных для
реакторов Ы1. Ниже рассматриваются некоторые особенности приборов
контроля, применяемых в быстрых реакторах.
А. КОНТРОЛЬ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Контроль нейтронного потока
Как уже юворплось. контроль нейтронного потока в реакторах 1ИI
осуществляется с помощью нейтронных датчиков, расположенных в шахте
реактора. 11рн первоначальном пуске реактора можно исполь ювать нейтрон-
ные датчики. установленные внутри реактора, однако наличие интенсивного
Нейтронного потока в результате спонтанного деления г,,|Рп позволяет ис-
пользовать также и наружные датчики. Кроме того, хорошим источником
нейтронов служит и Ahi, который образуется в достаточном количестве,
если (кутесгвлястся использование переработанного топлива.
На рис. 12 20 приведена принципиальная схема контроля нейтронного
потока в реакторе CRBRP. В данном проекте для измерения потока на низ-
ких уровнях мощности (режимы пуска реактора или перегрузки ТВС) преду-
смотрено использование датчиков па основе BFa, обладающих высокой чув-
ствительностью. При работе реактора в среднем диапазоне мощностей ис-
пользуются камеры деления ^U. а при выходе на номинальный режим -
ионизационные камеры со схемой компенсации у-фоиа. Контроль нейтрон-
ного потока в реакторе и непрерывная запись параметров во всем диана юле
мощности осуществляется тремя системами измерения, аналогичными при-
веденной на рис. 12.20. Электрические сигналы поступают от датчиков в
систему автоматического регулирования и аварийной защиты реактора. Из-
меряемые параметры непрерывно регистрируются приборами-самописцами,
и в случае отклонения параметров от номинальных значений срабатывает
••редупреднтельная и аварийная сигнализация.
Измерение температуры
Измерение температур натрия в первом и втором контурах должно
осуществляться постоянное целью контроля тепловой мощности реактора и
режимов работы теплоотводищих нетель. I фименяются два типа температур-
Глава 12. Основное
оборудование реакторов БН
344
Рис ] () (2
Л-система намерения нейтронного 1 Ие'<ТР°КН0Г0 »»ТОка реактора
' стеиыТСЯв аваРкй,,ой э»шнты АЭС. В Л1>уп«
12.6. Измерительные системы
345
Рпс. 12.21. Установка на
трхбопроаоде тсрмомет
ра сопротивления для пч
морения температуры
натрия:
/ — наконечник: 2 чехол;
3 — переходник; 7 дат-
чик; 5 — герметичная кон»
тяктная коробка; б — сое-
диннгыышй узел* 7 топ.
лоп.юляцня; Л - стенка тру-
бе про под л
них датчиков термометры сопротивления и термопары. Точность п надеж-
ность шмгр ний. проводимых с п мощью термометров сопротивления, доста-
точно высоки, что имеет большое значение для контроля параметрон реактора.
Обычно датчик термометра сопротивления представляет собой платиновый
элемент, заключенный в чехол, который с помощью пружины плотно прижат
изнутри к стенке измерительной ячейки (рис. 12.21). Следует заметить, что
устрож гно измерительной ячейки создает повышенную опасность утечки на-
трия из контура. Хотя вероятность разгерметизация стопки ячейки невели-
ка. в целях бе «опасности ввод кабеля в верхней части датчика осуществляет-
ся через специальное уплотнение.
Измерение расхода натрия
Каки кон троль температур, и змеренне расхода натриевого теплоносителя
необходимо для слежения за уровнем мощности реак тора и режимами рабо-
ты контуров Измерение расхода в жидкометаллическнх системах осущсст-
Рис. 12 22. Расходомер с постоянным магни-
том:
I — выходное напряжение. пропорциональное скоро-
сти потока жидкости н значению магнитного лото-
ка; ?— поток жидкого металла; <7- постоянный маг-
и«г; 7 плотность магнитного потока и воздушном
Эсторе магнита; S импульсные кабели, приилр* н-
НЫе к трубопроводу: 6 капал hi немагнитного ма-
териала
Рис 12 23. 11рнгшИ1И1-1лы|ая схема
вихретоконогл расходомера
I объем, тагимпенный натрием, }
хая измерительная ячейка, 3 - ннхрег
копий датчик расходомера; 4 втпркчг-
пые обмотки; 5 верни нмя обм..:х« *
нлнраи.чкклцпя труба; 7 поток мэтрмц
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
вляется с помощью как обычных дросселирующих устройств, так и магп
вых расходомеров. Использование дросселирующих устройств повьт.Ит’
точность измерений, однако из-за задержки сигнала в цепях измерений
жается эффективность систем автоматического регулирования н аварий Й л*
защиты реакторов БН. Магнитные датчики, как правило, обладают мень *
точностью, но быстрее реагируют на изменения параметра. Установка^11
Рис. 12.24 Типичная кон-
струкция датчика давле-
ния натрия. И 'ПОЛЬЗ VC4O
го на реакторах БН;
f —\’дК: j — сборка сядь-
фон ног» уллоткмяж. рли*’
ЛКЮЩГПЭ НКГрий * СПД4К
NiK J капялляоквч труб-
ка. 1япа.ш«яяам N1K: 4 -
блок датчика даялсяяя: I--
мектрмческкс клбели in
Hwwi 4 — плгмомямй яягчжх
деформации; 7 — чувстви-
тельный элемент, б диаф-
рагма; 9 - патрубок ДЛ1
заполнения системы N»K.
10 — натрий: И — ендьфот
/2 — тепловая ихиицш:
/7 -стенка гр\бопромода
одном трубопроводе датчиков обоих типов дает возможность градуировать
магнитный расходомер с помощью гидравлического устройства Как показы-
вает опыт эксплуатации расходомеров на реакторе FFTF, возможно проведе-
ние градуировки обоих типов датчиков методом активации натрия.
Принцип действия магнитных датчиков (используемых только в жидк >-
металлических системах) основан на электропроводности жидкого металла-
На рис. 12.22 схематически показано устройство датчика с постоянны
магнитом. Другой разновидностью магнитного расходомера, основании
на использовании электропроводящих свойств жидкометаллнческого тепло-
носителя, является устройство, измеряющее вихревые токи в жидкое™-
На рис. 12.23 показано такое устройство, установленное на выходном }ча
стке ТВС.
1 2.6. Измерительные системы
347
Измерение давления
Обычно давление жидкости измеряется с помощью чувствительной мем-
браны, к которой жидкость подводится по импульсной трубке малого сече-
ния. Однако применительно к натриевым системам возникает трудность под-
держания температуры жидкого металла в импульсном канале выше точки
плавления. Применение обогрева импульсного канала снижает надежность
измерительной системы. I (роблема решается за счет использования промежу-
точной жидкости с низко!! гемперату'рой плавления сплава натрий -
калий, отделенного от натрия системой сильфонов (рис. 12.24).
Б. КОНТРОЛЬ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ
Контроль герметичности оболочек твэлов можно вести по активности за-
щитного гл ы в pi акторе пли по запаздывающим нейтронам в потоке натрия
па выходе из активной топы. Трудности вызывает он ределен не ТВС с пов-
режденными тв 'Мщ Одним из способов идентификации дефек пнях ТВС яв-
ляется псполь ш шие твэлов, в газовой полости которых содержится «мар-
кированный» газ.
Контроль активности защитного газа
Система к< троля защитного газа служит для обнаружения продуктов
деления, выД' лившихся из твэлов, герметичность которых нарушена. Ос-
новную масс\ продуктов деления топлива составляю! благородные газы;
ксенон и криптон Многие продукты деления дают у-нзлучепие сравнитель-
но низкой энергии (около НИ) кэВ), н обнаружение этого излучения на фоне
потоков у квантов высокой энергии, испускаемых 2;,\е (440 кэВ) и '“Аг
(1300 кэВ), пре.к щеляст определенную трудность*. Однако некоторые изо-
топы ксенона испускают у-квапты высокой энергии, благодаря чему данный
метод все-таки может использоваться для контроля герметичности оболо-
чек твэлов.
В качестве датчиков активности защитного газа в гамма-спектрометрах
с высоким Jiiepiегическнм разрешением часто используются германиевые
детекторы, обладающие высокой чувствительностью к у-излученню малой
энергии. Эффективность детекторов можно увеличить за счет повышения кон-
центрации нуклидов ксенона н криптона в анализируемой порции защитного
газа, что достигается продувкой газа через древгеиоу!ольный фильтр. Вре-
мя срабатывания системы после появления нсгсрмстнчных твэлов состав-
ляет несколько минут.
Контроль запаздывающих нейтронов в натрии
Другим методом обнаружения двфектаых ТВ€ является контроль за-
паздывающих нейтронов, испускаемых продуктами деления, которые попа
ли в поток теплоносителя. Основными источниками запаздывающих нейтро-
нов являются 8:Вг (с периодом полураспада 56с) и ";1 (с периодом полурас-
пада 25 с). Оба эти нуклида хорошо растворяются в натрии, попадая в него из
твэлов с топливом или газом через трещины, образовавшиеся в оболочке
’ Активность юХс в газовой полости реактора бакового типа значительно мень-
ше, чем петлевого, благодаря более длительной выдержке (период полураспада ’Че
Равен 38 с), а также меньшим возмущениям уровня натрия в реакторе бакового типа.
348
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
Детекторы запаздывающих нейтронов в виде камер, заполненных BF
обычно размещаются в области главных циркуляционных насосов нерВог’’
контура Скорость срабатывания системы контроля ырм< шчности ободОче
по запаздывающим нейтронам зависит от времени транспортировки источ»ш.
ков запаздывающих нейтронов потоком натрия к датчику и составляет
обычно около 1 Mini.
Система идентификации дефектной сборки
Системы контроля активности защитного газа и запаздывающих нсйтро
нов информируют оператора о разгерметизации твэлов. Для того чтобы
определить, в какой из ТВС реактора произошла разгерметизация оболочек,
необходима специальная система.
Одним из методов идентификации дефектных ТВС является применение
«маркированных» газов. В соответствии с этим методом в г новую полость
каждоготвэла в процессе изготовления добавляется смесь с о j ч-делсннымсо
Рис. !2.2э. Схема технологического процесса определения дефектных твэлов с помощью
маркированных газов
' —тепловыделяющая сборка: 2-твэт ? — x«^v« ~
(гелия, продуктов деления, маркнронанного г t n? Т?К|ЮваП,,ым '***’*• <	г***
ОДНОЙ VbC добавляется 1^°ТО1ЮВ ксе,[Она и криптона, причем во все твэлы
Дусмотрено ^использование1ГК\Я ДлЯ ТЮ10В РеактоРа FFTF
78Кг/иКг и 82Кг/«0Кг Как витип РааКТ°В смесеп нуклидов ’ Хе '-’Хе,
Дефектная тепловыделяющая сборк^о^4 ПР|,веден,ю» на Рис- 12>2э’
тагов масс-спектрометрического анатиХ^ЛяеТся пУТеХ| сравнения резуль-
ними по составу «маркиоованниу J r защитного газа с исходными дан-
ння топлива. ’	‘ азовых смесей в твэл ах с учетом выгора-
в. КОНТРОЛЬ течей и измерение УРОВНЯ натрия
Аварийная утечка натпия
основным причинам:	Н3 K0,lTJ’Pa представляет опасность по трем
I)	воспламенение натпкя пи» п
Р ри попадании его в воздушную атмосферу»
•* •
12.6. Измерительные системы
349
2)	выброс радиоактивного натрия (в случае утечки натрия из первого
контура):
3)	снижение работоспособности теплоотводящнх контуров вследствие
уменьшения к < >л [ i чести а тепл он ос 11 тел я.
В связи с этим необходим строгий контроль уровня натрия во всех ем-
костях.
Способы обнаружения течей
Одни нз методов индикации течей натрия основан на использовании
свойства электрической проводимости жидкого металла. 11а участке контура,
где может скапливаться натрин в случае течи, устанавливается датчик кон-
тактного типа, состоящий из двух электродов. При появлении натрия про-
исходит замыкание электродов, и сигнал от датчика поступает в систему
аварийной сигнализации. Такне датчики обычно располагаются на ннжнпх
участках ( ка реактора н оборудования натриевых контуров. Однако при-
менение контактных датчиков выдвигает определенные Проблемы: во-первых,
материал :•*. к кгргдов м< жет подвергаться окислен ню; во-вторых, отсутствует
абсолютная гарантия контакта вылившегося натрия с датчиком (особенно
при малых течах).
Во многих случаях применяются детекторы течи натрия другого типа,
которые Контролируют появление аэрозолей натрия в газовой среде путем
анализа пробы га ta в ноиизационной камере пли продувки газа через фильтр.
11ервый метод состоит в том. что поток газа направляется на разогретую нить,
испускай тую ноны натрия. Если в газе содержатся аэрозоли натрия, то
поток ионов, идущий через пластины электродов, увеличивается. При ис-
пользовании второю метода поток газа пропускают через фильтр с ячей-
ками, размеры которых не превышают 1 мкм. Фильтр периодически извле-
кается, и проводится анализ его содержимого.
Контроль уровня натрия
На рис. 12.26 показано устройство широко применяемого индукционного
датчика уровня натрия. Магнитное ноле, создаваемое первичной обмоткой,
наводит ЭД( во вторичной обмотке, причем значение наведенной ЭДС. про-
порционально уровню ширин. Таким образом контролируется объем натрия
в контуре.
Рис. 12 26 Схематиче-
ское устроЛстно иидук-
«ионного уровнемера
для жидкого натрия:
/ уровень жидкого нат-
рия; 2 — первичная обмот-
ка; 3 — генератор гигиллд с
частотой 2 кГц; 4 преоб-
разователь сигнала; 5 —
выходной СКП1ЛД. 6 — су-
хая полость; 7 — вторичная
обмотка
Глава 12. Основное
оборудование реакторов БН
350
„ а~Лпягностн большое значение имеет контроль уро„
ия	во £ех режимах работы установи^,
жен поддерживаться выше головок ТВС.
12.7.	ВСПОМОГАТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ
Кпоме основного оборудования, о котором говорилось выше, в обеспече.
нии SXnocooiiocTB АЭС участвует большое количество вспомогательных
систем К ним относятся, например, системы обогрева п В( шил яцпи, которые
проектируются независимо от типа реактора (единственным ограничением
применительно к реакторам БН является недопустимость размещения водя.
пых систем в непосредствен нон близости от натриевых контуров). Ниже
дается описание некоторых вспомогательных систем, применяемых только
на установках с быстрыми реакторами.
Рассматриваются три основные категории вспомогательных нстсм АЭС
с реакторами БН:
1)	газовые системы (системы инертного газа, используемого в качестве
защитной среды в натриевых контурах);
2)	системы обогрева контуров (необходимые для поддержания натрия в
расплавленном состоянии, когда мощность реактора мала'.
3)	системы очистки натрия от примесей (разрабатываемые дяально для
реакторов БН).
А. ГАЗОВЫЕ СИСТЕМЫ
Пространство над уровнем натрия в контурах реакторов ЬН в баке ре-
актора, главных циркуляционных насосах и промежуточных i шчообмении-
ках) должно быть заполнено инертным газом. В целях пожарн н >* (опасно-
сти предусматривается заполнение инертным газом всех помещу i ift. где рас-
положено натриевое оборудование. Разумеется, защитный га t должен быть
инертным прежде всего по отношению к натрию. Этому требованию удовлет-
воряет азот, который сравнительно дешев и доступен. Азот широко применя-
ется для заполнения боксов, в которых размещаются натри пде контуры.
Однако азот нельзя использовать при высоких температурах (выше 400 С),
поскольку при этом происходит азотирование стальных элементов конструк-
ции. В связи с этим в качестве инертного газа для заполнения натриевых кон-
туров и помещении систем перегрузки современных реакторов БН «спать-
зуют аргон. Кроме того, исследуется возможность применения гелия. Рас-
смотрим основные особенности газовых систем, используемых на АЭС с бы-
стрыми реакторами.
Системы инертного газа для заполнения натриевых контуров
УПо^нХ^ато^я^-чяппп^а0” атмосФеРЬ1 в натриевых контурах полости над
от натоиевых^и мчспяи 1.уЮТСЯ ар^0110М- Предусматривается очистка аргона
подача его в натпневыё к Пар0В' -^ргон содержится в емкостях-хранилищах,
случае проведения прмп онт-ры осуществляется с помощью газодувок, а в
газа в контуре чистым HaJhF операций проводится замена радиоактивного
сис^ы я£Хея oi 11СТКТС0ЛТ1МЫМ условием нормальной работы газовой
тон™ксенона к?^	аргона ^Рвого контура от крип-
древесноугольных фильтров с^кпио?^-КТ,1ВН° 0С>ществ-’1яется с помощь»
счет выдержки в специаль?^ ° криогеннЫм Дистиллятором. Кроме того, за
Щих в газе короткоживЖйУ^у^адод"ПЖаеТСЯ акт,1ВИОСТЬ присутствую-
12.7. Вспомогательные системы
351
Азотные системы
Азот обычно используется для заполнения боксов, в которых размещает-
ся оборудование натриевых контуров. Поддержание постоянного давления в
боксах осуществляется с помощью приточио-вытяжной вентиляции, которая
одновременно служит для продувки и очистки атмосферы боксов (л приме-
сей кислорода п водяных паров. Азотом заполняются емкости аварийного
сброса давления парогенераторов (вслучае взаимодействия натрия с водой).
Азот используется в системах отмывки оборудования, а также для управле-
ния арматурой, расположенной в боксах с инертной атмосферой. Для очист-
ки азота от радиоактивных примесей обычно применяют тс же методы, что
и для очистки аргона, однако производительность системы очистки азота рас-
считывается на больший объем газа. Азотная система заполнения боксов ис-
пользуется при испытаниях внутренним давлением защитной облочки реак-
тора.
Б СИСТЕМА ОБОГРЕВА НАТРИЕВЫХ КОНТУРОВ
Температура плавления натрия равна 98 С, поэтому для поддержания
его в жидком состоянии при малой мощности реактора необходимо обеспе-
чить обогрев натриевых контуров. Обычно для этой цели применяют электри-
ческие ширсватели. Па рис. 12.27 показано устройство системы электрообо-
грева натри вого трубопровода. В качестве нагревателей используются хро-
моникелевые элементы с изоляцией из магнезии, заключенные в оболочку из
нержавеющей стали и закрытые толстым слоем тепловой изоляции. Мощность
Рис. 12.27. Конструкция элект рсюбогрена и теплоизоляция трубопровода:
/ — слоя тепловой изолинии; ? — наружный кожух: J — внутренний кожух: 4 — обогрейestмй тру
йопровод. 5 — нагреватель. - пластина с нымолами -мгктронагрснатслеЙ; 7^ горюн. «льнам
плоскость, а—ось установки термопары для трубопроводов диаметром 4 и 6 дюймов; 9 vet у«т-
Ноаки термопары для трубопроиодов диаметром I. 2 и 3 дюйма; 10 теплоеig юолигне. Г - сое-
динение <»нахлест»- /2 — внутренний кожух нэ листовой нержавеющей стали 304. /3 н> жмый
кожух мэ листовой нержавеющей стили Ю1; Н нагреватели
Глава 12. Основное оборудование реакторов БН
такого типа нагревателей обеспечивает тепловой поток па обогреваемой
верхностп, равный 10—20 кВт/м2.	' п°*
Для разогрева контуров, заполненных натрием, в период иусконада,
вых работ па реакторе требуется мощность электронагревателей' до ю“
Когда включаются циркуляционные насосы первого и второго копту Т‘
температура натрия повышается за счет преобразования механической
гни вращающихся частей насосов в тепловую.	|,еР*
в. ОЧИСТКА НАТРИЯ ОТ ПРИМЕСЕЙ
Система очистки предназначена для удаления из натрия химических
радиоактивных примесей. Как указывалось в гл. 11, отдельны,- элементу"
содержащиеся в материалах активной зоны, растворяются в натрии в ноп'
мяльных эксплуатационных режимах. Ниже перечислены х -шчсские эте
менты, выводимые из натрия с помощью системы очистки.
Кислород	Иод-131	Литий	11лутопий
Активный углерод	Иод-132	.Марганец	Тритий
Азот	Иод-133	Молибден	Уран
Цезий-137	Иод-135	11икель	Хлор
Водород	Железо	Бор	Хром
Для удаления этих примесей используются холодные фп.и - ловушки
устанавливаемые на байпасе основных натриевых трубопровод- i Холодные
ловушки улавливают примеси в процессе кристаллизации при температуре
около 150 °C, которая значительно ниже температуры натрия в основном
контуре. Па рис. 12.28 показана типичная
5	конструкция холодной ловушк . применяемой
для очистки натрия Кристаллизация окис-
лов натрия происходит на участке фильтра,
состоящего из плотно уложенной проволоч-
ной сетки. После закупоривания фильтр мо-
жет быть удален и заменен новым
Для обеспечения требуемого температур-
ного режима в холодной ловушке предусмот-
рен рекуператор. Натрий, поступающий в ло-
пушку из основного контура, должен быть
охлажден до температуры, при которой про-
исходит кристаллизация примесей, а выходя-
щим нз ловушки очищенный теплоноситель
ЫТЬ РазогРст до начальной темпсрату
е,кУПсРзтор представляет собой противо-
шыи теплообменник типа «труба в трубе».
°ба ЭТИ пР°ивсса происходят одно-
Р лецно за счет отдачи тепла от горячего
1228- Типичная конструкция холодного фильт-
Р •» в)шки, применяемого на натриевых системах-
ВЫХОД ох^а*лающего воздухе J -
рнТ7~йхГЛХ>Дерат°Р- 5 — выход натрия; 6-dxgA
9 - плотна яА у» л?ЛЛЬТр’ 8 “ жалость вы ход «тех о “Wi
воздуховода-	Нэ лР°в°Д^НОЙ егган; —*?£-.
ходит	температуры, где
.-авливвние примсссА. — вход охлаждаю^0 **
Духа
Вопросы для повторения
353
натрия, поступающего по внутреннюю трубку, к очищенному натрию, дви-
жущемуся в кольцевом зазоре между внутренней и наружной трубками На-
личие рекуператора исключает необходимость в дополнительных нагрева-
тельных и охлаждающих системах большой мощности.
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
12 I. а) Перечислите основные достоинства петлевого н бакового типов
реакторов.
б)	Какой тпи реактора, ио данным табл. 12.1, обладает существенным
преимуществом?
12.2.	Расскажите, чем отличаются друг от друга следующие схемы парогене-
раторов: прямоточная (схема Бенсона), прямоточная с сепаратором
влаги (схема Зульцера) н схема с рециркуляцией пароводяной смеси.
Какие существуют доводы в пользу парогенераторов насыщенного пара
для АЭС с реакторами БН?
12.3.	Объясните, какую рои. в конструкции карие. 12.8 выполняют газо-
вая простонка в кольцевом зазоре и два различных уровня натрия.
12.4.	а) Изобразите схемы реактора петлевого тина с расположением глав-
ного циркуляционного насоса на горячем или на холодном участке
и определите точки на схемах, которым соответствуют величины, вхо-
дящие в уравнение для \Р|)е (§ 12.3).
б)	Почему сумма Рг 4- Р(т должна быть больше в случае располо-
жения главного циркуляционного насоса на холодной ветви контура?
в)	Можно ли по данным табл. 12.1 сделать вывод о преимущественном
использовании того пли иного варианта расположения насосов в
контуре?
12.5	а) 11о промежуточному теплообменнику:
где обычно течет натрий первого контура: в трубках или в межтрубиом
нр(х трипсгве, и чем определяется выбор конструкции промежуточного
теплообменника?
как компенсируется разница температурных расширений теплообмен-
ных трубок и кожуха?
б)	Цо парогенератору:
какой теплоноситель течет в трубках: натрии пли вода, и почему?
как компенсируются различные температурные расширения трубок
и кожу ха?
какие материалы используются для парогенераторов реакторов БП?
чем опасен разрыв трубок парогенератора?
как осуществляется защита контура от повышения давления при вза-
имодействии натрия с водой?
12.6.	Назовите основные причины, но которым нейтронная защита имеет для
реакторов ЬН большее значение, чем для тепловых реакторов. 11еречи-
слите наиболее важные проблемы, связанные с разработкой щшиты
для двух типов реакторов БН: бакового и петлевого.
12.7.	а) Почему в реакторах БП перегрузка 1 ВС проводится при закрытом
баке, в то время как в тепловых верхняя крышка может быть спита?
б) Перечислите операции по транспортировке топлива, предусмотрен-
ные в проекте реактора БН, выполненном «Атомнкс ннтернейшнл
12.8.	а) Каким образом оператор получает сигнал о разгормем шипи обо-
лочки твэлов?
б)	Как обнаруживается течь натрия?
в)	Как измеряется уровень натрия в емкостях?
12.9.	Каково назначение холодной ловушки, как она работает?
1“ Зак. 1292
Часть IV
БЕЗОПАСНОСТЬ
Анализ безопасности является неотъемлемой частью проекта быстрого
реактора, так же как реакторов других типов и промышленных установок
При рассмотрении вопросов безопасности в данном разделе Целесообразно
выделить две темы: переходные процессы, контролируемые си темой защиты
АЭС, и аварийные режимы, сопровождаемые отказом смете ы защиты (не-
контролируемые аварии).
В нормативных документах, действующих в США. аварии на атомных
станциях подразделяются на девять категории. Первые емь категорий
объединяют аварийные режимы, вызывающие нормальное батыванне си-
стемы защиты, а в девятую категорию включены неконтроти| смые аварии
В соответствии с этим изложен материал в разделе по безопа	ти: критерии
безопасности, система аварийной защиты и первые восемь к э горнй аварий-
ных режимов обсуждаются в гл. 13 и 14; неконтролируемые аварии (дсвятаи
категория) составляют тему гл. 15 и 16.
Глава 13
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ БН
13.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Известно, что существует вероятность аварийного выброси радиоактивных
веществ нз ядериого реактора в окружающую среду В связи с этим вопросам
безопасности АЭС придается большое значение. 11о сравнению с другими про-
мышленными объектами ядерные реакторы требуют наиболее серьезного пи-
хода к копросам безопасности на всех этапах проектирования, сооружения
эксплуатации.
Большое внимание уделяется рассмотрению так называемых гипотетиче-
ских. т. е. чрезвычайно маловероятных аварийных режимов ПосколИ)
расчеты показывают, что последствия гипотетических аварий могут быть
крайне опасными, проводились многочисленные количественные оценки ве-
роятности таких аварии (см. работы Фармера Ill. Старра 121. Расмуссена |л
в Льюиса 141) в сравнении с другими опасными ситуациями, возникают#
в повседневной жизни и угрожающими здоровью и жизни людей. ..
В табл. 13.1 представлены результаты проведенных в 1977 г. в С
статистических исследований несчастных случаев, связанных с челове
сними жертвами [5]. Как видно из таблицы, в течение исследуемого пери
не зарегистрировано случаев гибели людей в результате радиоактивно
облучения. Более того, среди населения не было несчастных слу чаев со сычу
тельным исходом, связанных с промышленным использованием ядер
13.1. Вводные замечания
355
Таблица 13.1. Результаты статистических исследований
случаен гибели людей в США за 1 $>77 г.
Причины несчастных случаев	Колн чес гни человеческих ж epi в в I9F7 г.	Вероятность ги- бели человеки и течении гола	Относи гелыгяя пером гиосгв ги бели в рсчуль- Tutc линпой причины
Автомобильные* аварии	49 510	2-10-<	0.48
Обвалы. ла ни вы	13 773	ело-5	0.13
Пожары	6357	3*10-Б	0.06
Несчастные случаи на воде	5961	3-ю-6	0.06
Отравления	4970	2-10-*	0.05
Попадание предметов в дыхательные	3037	ыо-й	0.03
нуту я и пищевод			
Применение И тих '|к И-11ОГП оружия	1982	МО 5	0.02
Апарин па воздушном транспорте	1643	«•ю-*	0.02
Аварии на водном транспорте	1357	6.I0-®	0.01
Поражение эле •Трическнм током	1183	G.10-°	0.01
Надеине предо, гон	1096	5*10 °	0.01
Аварии на жглс»ний дороге	576	3*10 °	0,006
Стихийные >л1вия (ураганы, на-	202	9-10“?	0.002
полнення н Др )			
ПораЖ'-нн молнией	116	5.10-7	0.001
Укусы ядовитых животных	55	3-10-7	0.0005
Рйд 1П 1.1 к тип нос обл у «IСН п 0	0		
Другие несчастные случаи	И 384	5*10-в	0.11
Итого	103 202	1	5-10-*	1	1.00
реакторов. Однако необходимо учитывать особеннос ти психологического вос-
приятия информации о несчастных случаях. Например, сообщение об ава-
рии. приведшей к гибели многих людей, воспринимаются более остро, чем ин-
формация об отдельных случаях, которые в сумме дали такое же число чело-
веческих жертв. В этом свете интересно сравнить вероятности аварии ящер-
ного реактора и крупных аварий другого рода (например, авиакатастроф,
прорывов плотин и т. и,).
Наиболее полное исследование вероятности несчастных случаев на АЭС
проведено Расмуссеном 131. Основные результаты представлены на рис. 13.1
в виде зависимости, связывающей вероятность различных аварий с последст-
виями, которые выражаются количеством жертв.
Проведение исследований затруднялось из-за отсутствия данных ио ава-
риям. вероятность которых чрезвычайно мала. В связи: этим применялись
Рис. 13.1. Результаты исследова-
ний вероятности несчастных слу-
чаев. связанных с различными
областями человеческой деятель-
ности [3, 1]
а —аварии на АЭС с легководным
Реактором электрической мощностью
fW МВт: б — то же к пересчете на
J00 реакторов; в —вероятность гибели
людей на земле в результате овнзха-
тдетрофы; г — вероятность авиаката-
строф: д — прорывы плотик: е — ве-
роятность несчастных случаев, связан-
ных с любыми вилами человеческой
деятельности
Число жертб Я осууль та тс
otfaouu
12*
356
Глава 13. Общие вопросы безопасности реакторов БН
.ТчтХ’ип'/“тштельпо к коппруад,^
х«ия ЛВР приставляют гораздо мевьшую опасность по сравнению с
КИМИ как авиакатастрофы пли прорывы шштнн.	"ССЛСД°8Фя,
проводимые применительно к реакторам Ы1 161, пока ыв.ко, что сТепе
oSacXn.аварий на АЭС с быстрыми реакторами не выше, чем с те11Л0Вь^
Данная глава посвящена методам анализа безопасное тн реакторов БН
Показано, как менялся со временем подход к вопрос ам Си ' Ик пости быстрщ
реакторов, в чем основные отличия этого подхода от используемого ддя
ЛВР. Глава начинается с описания концепции многоступенчатой защиты
которая положена в основу анализа ктмл/лш//л/<.иыл и ? . бронируемых
аварийных режимов. Под контролируемым аварийным реж1 мим подразуле.
вается авария, сопровождаемая нормальным срабатыванием системы защи-
ты. Если в процессе аварии произошел отказ системы защиты, аварийный ре.
жим становится неконтролируемым. Поскольку развитие аварийного про-
цесса в том и другом случае будет различным, каждому ви l а варки посвяще-
на отдельная глава. Следует подчеркнуть, что отказ систем’ аварийной за
щиты реактора, характеризующий неконтролируемую аварию, ни в коей
мере не означает ухудшения дозиметрической защиты л от облучения.
Эта защита гарантируется специальными мерами, чреду м .тр иными в про-
екте установки (например, защитной оболочкой, о ко - й пойдет речь
в гл/16).
Мы рассмотрим также различия характеристик безо! ж сти тепловых
и быстрых реакторов, а в конце главы остановимся па новых методах иссле-
дований гипотетических аварий (детерминистическом, вероятностном и фе-
номенологическом).
13.2. МНОГОСТУПЕНЧАТАЯ ЗАЩИТА КАК КОНЦЕПЦИЯ
БЕЗОПАСНОСТИ
Главной задачей, стоящей перед разработчиками быстрых реакторов,
является создание надежных и безопасных установок. Опыт показывает ре-
hocti'w iR4-^eu,TBliM°CTb ЭТ0Н задачн-,°Д»‘ЗКо. поскольку невозможно пол-
в ornvM-ioin ln'Tb вероятность аварийного выброса радш активных веществ
сматываются 4^г'0СФерУ’ ПрН nPoeKTi,P°Ba,t>”i быстрых реакторов пред)
ность таких внбппслп Лм1Ь1е |<оистРУкц,‘О(,|,ые меры, снижающие вероят-
ности затем пеоейшем к	С обсуаде1Н1? существующих мер безопас-
ностью и тяжестпо поглрпа*'СНФИКаЦПИ аваРнй в соответствии с их вероят-
создания единого nmvn ДсТВ|111 11 в заключение рассмотрим возможность
сти быстрых реакторов^ К ОПТИМальномУ Решению проблемы безопасно-
А. ОСНОВНЫЕ ЗАЩИТНЫЕ БАРЬЕРЫ
пРедотвращающихВЕь?бросТпподуктоп°Ра существУЮт ТР» основных барьера,
мосферу (рис. 13 9) Р Р д-ктов Деления топлива в окружающую аТ‘
к™ „Т1ЮС»™: матрйца тепловыделяющего стержня. оболочка «М.’
Назначение оболочки г,г^п
увмиЛ?7ИМ Уде₽*а1'«е внутри тв"лаЧСгХ,гР0ЧНйСП' инструкции твэла и одвовр^
^сличения срока службы твэлов могут л.^Ра3’,ЫХ пР0ДУКТ(»в деления. Однако ДЛ«
h использованы нсгермсгичные
13.2. Многоступенчатая защита как концепция безопасности
357
и наружные стенки оборудования и трубопроводов первого контура*
В качестве четвертого барьера, специально предусмотренного на случай
аварии реактора, служит наружная защитная оболочка.
Топливная матрица, выполненная, как правило, из керамического мате-
риала, хорошо удерживает твердые и газообразные продукты деления, если
топливо не подверглось перестройке. Газ, выделяющийся в процессе облуче-
Рнс 13 2. Основные барьеры,
препятствующие выбросу ра-
дноактивпых веществ из быст-
рого реактора петлевого типа:
/ — тоя.и'зпля м iTpiiun: 2 обо-
лочка TH ‘.1.V Л— гтгикк оборулО'
ЯМИНА II Р-СемрОПОЛОП Перщнп
контур ।	/ м»ружиац 1 ж ни г н а ч
оболо м .. Irin циальии амлапныЛ
барьер б- «пр >сг <тн): 45 их тин-
паи • .«а; И" пром г жу том и ы Л
теплообменник
лия. скапливаем i в специальной полости внутри твэла (см. гл. 8). Обычно
допускам । и возможность разгерметизации небольшой доли твэлов при ра-
боте реактора.
Удален» с газообразных радиоактивных отходов осуществляется систе-
мой очистки :' ицнтного газа; очистка натриевого теплоносителя от твердых
радиоактивных продуктов деления может производиться с помощью холод-
ных фильтров-ловушек.
Б ЗАЩИТА «В ГЛУБИНУ»
В соответствии с существующим подходом к безопасности быстрых реак-
торов для предотвращения выброса радиоактивного вещества из первого коп
тура, кроме основных защитных барьеров, должны предусматриваться до-
полнительные конструкционные меры, обеспечивающие защиту «в глубину».
Для реального воплощения этой концепции необходимо установить вза-
имозависимость вероятности возникновения различных аварийных режимов
и степени опасности, котирую они представляют.
Очевидно, вероятность наиболее тяжелых аварий должна быть минималь-
ной, в то время как отказы оборудования, не опасные для установки в це-
лом. могут происходить чаще. Задачей проектировщиков является создание
системы аварийной защиты, обеспечивающей реализацию этого принципа.
В 1967 г. Симпсой предложил зависимость указанных выше парамет-
ров в виде графика, представленного па рис. 13.3 |7|. Эта зависимость позд-
нее была включена в нормативные документы Комиссии по атомной энергии
США |8|.
На рис. I3.3 показано также классическое разделение аварии пл три ка
тегорни, предложенное Кинтнером |9|. В соответствии с згим разделением
Можно сформулировать характеристики трех уровней безопасности АЭС’
первый уровень; реакторная установка должна характеризоваться мак
* Натрий первого контура также играет роль защитного барьера, нредогвраща»-
Шего выброс продуктов деления из реактора (см. § 13.4).
358
,3. Общи.
"рЯЖ-'Х»»» »™"“ быть "Ред-га'отРе"ы «шедь.
ные S SwMOline безопасность пиелит» в случае крачке мал»,
вероятных №p”i, которые чреваты зпп'жтельпымн поврежден!,™,, „бор,,
““дтя 'обеспечеккя безопасности АЭС на верпом уровне критерий без.
опасности должен быть определяющим на всех стадиях проектирования,
изготовления оборудования, строительно-монтажных работ и
разработки и
Рис. 13.3. графическая янтерпретлцкя концеп-
ции защити <в глубину» грмчсняемоЛ пря
разработке проектов быстрых реакторов,
А — чрезвычайно млловгрогтнля »»рия; 5 - паж»
вероятная авария; Я ожил* mi <вяри«; / — п*р-
выЛ уровень (допусгкыос ртхл • г от заиимж
эксплулте цнетиого режима):	второй уромь
(авария, приводящая х Ясин* ‘•ному ущербу);
3 — третий уровень (авария с : inmm последег
икчмп): с —в претелах проехпнко ресурса работы:
6 — целостность оболочек та^лоо к» к>р)ш«м1. <-
сохранена возможность теслоотт > в aurwWKjt ши
эксплуатации установки. Это означает, что все оборудование и темы долж-
ны подвергаться постоянному тщательному контролю. В к >ч тве переход-
ных процессов рассматриваются только эксплуатационные жимы, такие
как пуск и остановка реактора. Эти режимы не должны уху тшать работо-
способность конструкций активной зоны.
Если в проекте реактора учитывается хотя бы малая вероятность отка-
зов основного оборудования (например, аварийной остановки циркуляцион-
ного насоса), безопасность АЭС выходит за пределы первого \ровня В этом
случае необходима надежная система защиты, предотвращающая опасное раз-
витие аварийного процесса и предохраняющая активную зону от значитель-
ных повреждении (степень повреждения оборудования на втором у ровне мо-
жет быть больше, чем на первом, что отражает обратно пропорциональную
зависимость степени опасности аварий от вероятности их возникновения)
ппчплпГ^”1 -ровень безопас|1ост[1 АЭС учитывает маловероятные аварии,
о ГГ Г* опас,1ЫМ повреждениям оборудования установки:
r Р 5 атриваются в качестве максимальных проектных аварий.
лыми’nnriiPteJn„aK>Ke катсгоРня аварий, характеризуемых еще более тяже-
посвящен'ы 5 13 з^Г ” мГеЬш^ вероятностью возникновения. Этим авариям
” 16- В КаЧестве ««одного события такого рода
маловероятных ававий н™пТ₽ИВаЮТ наложе,|не Двух или большего числа
с одновременным отказом	реактивнос™ в активной
чрезвычайно малой вероятностие5^ аваРин‘ю« защиты установки. Из-за
называются гипотетическими зн”кновения аварии данной категории
на нулю).	(*отя, строго говоря, их вероятность не р<*в
13.2. Многоступенчатая защита как концепция безопасности
359
MBHi
8. КЛАССИФИКАЦИЯ АВАРИЙ
Если концепцию защиты «в глубину», графическая интерпретация кото-
рой дана на рис. 13.3, принять в качестве основы для анализа безопасности
быстрых реакторов, тогда для проведения расчетных оценок потребуются
данные по характеристикам аварийных процессов, а также но параметрам
оборудования, обеспечивающим необходимый уровень безопасности уста-
новки.
Что касается характеристик аварийных режимов, существует выпущен-
ная Комиссией по регулированию ядерной деятельности США классифика-
ция типов аварий 110], которая используется при составлении Бюллетеня
по охране окружающей среды. В табл. 13.2 приведены девять категорий
аварии, которые должны рассматриваться в проектах ядерных энергетичес-
ких установок всех типов. Аварии, приведенные и качестве примера для
тепловых реакторов, были всесторонне исследованы п включены в норма-
тивные док', м нты 110). IТримеры аварий реакторов БП даны лишь как осно-
ва для обсуждения, они не могут рассматриваться в качестве нормативов.
Исследованию . варий. относящихся к первым восьми категориям, посвя-
щены многочисленные работы. Результаты исследований используются для
повышения надежности и безопасности оборудования. Как правило, для
анализа аварий, относящихся к первым восьми категориям, применяются
ранее разр • ганиые расчетные методики, поэтому результаты таких ис-
следован I и редко публикуются в докладах или статьях.
Другая система классификации аварий, включенная в сборник стандар-
тов. разработанный Американским ядерным обществом, основана на различ-
ных требованиях к системам безопасности. Стандарты разрабатывались в
соответствии с правилами, определяемыми Национальным институтом стан-
дартов, которые предписывают всестороннее изучение предложении до окон-
чательного утверждения. Большая часть положений, выраббтанных для ре-
акторов БН, еще не прошла стадий приемки в промышленных, правительст-
венных и общественных комиссиях, что необходимо для утверждения их
в качестве государственных стандартов. Некоторые из этих положений были
опубликованы в виде проектов в целях проверки на практике и последующей
корректировки. Хотя работа ио утверждению стандартов еще не законче-
на, в ближайшем будущем предполагается их согласование Министерством
тяжелой промышленности.
Классификация аварий, разработанная Американским ядерным общест-
вом, представлена в табл. 13.3. Для тепловых реакторов принято разделе-
ние аварий на четыре основные категории, в то время как для реакторов
БН число категорий сокращено до трех, с учетом того, что вторая категория
аварий для быстрых реакторов приблизительно соответствует второй и тре-
тьей категориям для тепловых реакторов.
В табл. 13.4. приведена классификация оборудования АЭС в соответст-
вии с требованиями безопасности. Как видно нз таблицы, для тепловых и
быстрых реакторов приняты три категории безопасности оборудования. Од-
нако для тепловых реакторов эти категории соответствуют классификации,
утвержденной Американским Обществом инженеров-механиков, тогда как
применительно к быстрым реакторам в качестве категорий выделены строи-
тельные конструкции, электрическое и механическое оборудование. Все ви-
ды оборудования, представленные в табл. 13.4, относятся к первой кии уго-
рии сейсмостойкости; это означает, что оборудование должно обеспечив.»гь
безопасную остановку реактора при максимальном расчетном зем и трясе-
нии.
Таблица 13.2. Классификация аварийных режнмов> включенная в Бюллетень по охране окружающей среды
Классификация аварий
Аварии, возможные в ЛВР
Аварии, возможные а БР
I Нс «нами гельмыс аварии
2	. Небольшие выбросы вещества
3	Апарин в системе рндиплкпишых отходоп
4	Апарин. и ре iy.ii.тате которых актипноегь рас
npocTp.iiiiivicrt п пределах первого honiypa
Небольшие течн теплоносителя, иезпачнгелииыс
утечки газа через защитную оболочку
Протечки, трещины и трубах
Повреждение оборудования: выброс ралпоак
тинных отходов из емкости-храпнлнща
Повреждение одного уплотнения, незначительные
протечки натрия
Утечки через уплотненпя арматуры на втором нат-
риевом контуре, неплотность клапана бака хондой
опта. Остановка турбины со сбросом пара н атмо-
сферу
Негерметичность вентиля системы очистки газа.
Повреждение сбросной емкости системы очистки
газа. Попадание аргона из реактора н систему очи-
стки азота. Утечка жидких отходов
5 Аварии, приводящие к цщ|ялппню пктнпносгн
во птороЛ контур
<> Апарин л системе транспортировки 7ВС пнут
|>н lauuniioA оболочки
Попрсжлснин таэлов в режиме нормальной экс-
плуатации. Переходные режимы, сопронож.гл
и мне недопустимыми отклонениями параметров
О1 номинальных МШЧСННЙ
То же. что для четвертой категории. Протечки
п теплообменник »х н лдрегенераторах
Падение ТВС Падение яжслиго предмета ил
ТВС Повреждение транспортировочного обору-
довании ИЛИ СНС1ГМЫ ОЧЛЛЖДгНЯЯ ТВС в тр**н<
портной галерее
Повреждения твэлов п режиме нормальной эксплу-
атации. Переходные режимы, сопровождаемые не-
допустимыми отклонениями пира метров от номи-
нальных значений
То же. что для четвертой категории. Протечки в
тенлообм <н никах
ПяДгННе ТВС Деформация головни ТВС механиз-
мом Непреднамеренное открытие газопого затвора
в соедини tv лык,н канале между помещениями ле-
р<тру мшногм тракта. Протечки в передаточном бок-
се иди камере
7 Хилрпи при TpaHcriopHipuhxr облученных
ПН. (4 Пределами юшитний оболочки
8 ХпдрнЛиЫг режимы, расе мп?рейны	в <»тчг1«
но беюпасностй \ЭС и Ktirnii- т>мюи
ных проектных аварий
11лд« иве ТВС. Падгииг тяжелого предмете на
ТВС Падение кгж те Айера	откат системы
лаждеямя кои гейм гр а Авария к* трансфертны ч
средствам В пределах П^тосца.хмя
А-врКЛ ч '«мрЛнЧ*м»г рева кВ' о я Р
тр>боПро> >Д 1 ntpHH'i м>«т> ГД т	• .у.
ЛВЦмИ ГС Аоисхител РвЯрмй :роаО 1руб
Вода
П»дснн< транспортного контейнера. Ра «герметиза-
ция барабана отработавших сборок или передаточ-
ного бокс4 Аварийная остановка циркуляции тсп-
лоиоент. ля в барабане отработавших сборок
Т?  . * п ? 1сяерат >рс. » инмодействие натрия с по-
4 .Л Г.< гран ♦” п< прсжД|»|ий тиэлов Ра «рыв
» юн урл. Остановка насоса
. , ..<<• » ... vpa н.тн р н ргдктивтктп (сонрокож-
тлгммг срабатыванием системы аварийкой защиты)*
9 Гипотетически? аалркп с нааампгмем <пья II круизе миг индятмых фумяаяй мосждояат*л«. Нарушение защитных
мнв обору дот»»! ия.	характер» *усмы<? Г-шгч Ний ценя барьером зашиты	цели барьеров *ащи|Ы
тяжелыми	пса'Л v де । кимчи ни срами-нти с
ЮньмоП КатсюрПсП
• Тнкме япдрмм 11И<М LB pU4M!>t|>HO4«>H * * Г.(-гАп<|Д<НМ11ин (пк<11 «Вяркйиюл 1|НДИ’М к ЦеЛМХ Ф«Р*»Л<?ЛСН»<Ж JH’hdoi 111 МОГО
uun оболочки К наАеж.Р м г н * .»« ..-ии ммормПм- и..	• •.  .> жип*нм«
функций п оследо ва тельной
• •ii.ica «ричмопи jamwr-
Таблица 13.3. Классификация аварийных режимов тепловых и быстрых реакторов, разработанная Американским ядерным обществом
Тепловые реакторы с код г» А под тапленMrм |И|
и кипящие реакторы (12]
Быстрые реакторы с жндкомсталлнческим
теплоносителем 113|
Катсюрин вероятности
аварийных режимов
Возможные варианты
К.т- ’Г"»» ВерОЯПкстК
«аы 1МОВ
Возможны* варианты
I I1 сан мы нормальной экс
плуатацни реактора
И Режимы, во «пикающие	с
умере и ной ч а стптой (могут
возникнуть 1 рл я ТСЧСННС
календарного года на дан
рой АЭС)
1П Редко возникающие режк
мы (вероятность возникни
вення — I раз за все время
службы реактора)
IV Предельные аварийные ре
жимы (чрезвычайно мало
вероятные аварии, которы.
рассматриваются как гипо
тетяческне для оценки воз
можиых радиоактивных вы-
бргхив. предельно допусти
мыс аварии)
Пуск. остановка. режим минам «зыгоА
мощности выход ма ночник «ьяый
Вень мощност»i Рдзгсрмгть «аци» тв«лив
в пределах нормы. Замена ТВС в ре а < го
ре
Це и ре ihj меренное н«влечение нескольких
pci уд пру ющмх стержней в< активной зо
ны Ум гньшгнис расхода теплоносителя
чгре» реактор. Прекращение охлаждения
нескольких твмов. Отключ мне вн шних
источников эпергоекабженяж. Едкимчвое
ошибочное действие оаерагера
Остановка циркуляция в первом контуре
(при работающей системе очистки тепло-
носителя). Разрыв трубопровода второго
контура. Опасное изменекне параметров
Г ВС Недопустимое нз влечен не регулирую-
щих стержней н» активной зоны Рост ре-
активности по неизвестной причине. Пол
ное прекращение циркуляции теплоносите-
ля через активную зону «без нарушения
работоспособности ГЦН)
Разрыв основного трубопровода (включая
разрыв полным сечен нем трубопровода
макси чольиого диаметра). Перемещение
топлива и элементов конструкции актив
ной зоны. Выброс одного регулирую-
щего стержня я* активной зоны Раз-
рыв полным сечением основного трубодро
вода второго контура Заклинивание рото
ра циркуляционного насоса
I Режимы керм- той
вл> пацн* . Г4я: трз
>ве
Вероятные аварийные ре
жимы (могут возникнуть
один юн несколько раз в
те»- ине срока службы ре-
актора)
III Гипотетические аварии
(чрезвычайно м олове роят
ные авария, рассматривав
мыс в процессе вроектиро
вания в целях создания до
пол ните льны к и ср. га ран
тирующих полную безопас
ность людей)
П)сж нормальная остановка, режим мини-
мальной мощности, слежение за нагруз-
кой. Рл •< ермстнллцня твэлов в пределах
нормы 3:мснв ТВС в реакторе
Отключение натриевых насосов. Аварийное
прекращение внешнего энергоснабжения.
Отключение турбогенератора. Непреднаме-
ренное н 1ВЛСЧСЦИ- регулирующего стержня
из активной эоны
Перечень аварийных ситуаций рассиатрн
дается применительно к конкретному про-
екту реактора с учетом вероятности ава-
рии’ н ее последствий (например, раз-
рыв трубопровода, возгорание большого
количества натрия, взаимодействие боль-
ших количеств натрия и воды, разгерме-
тизация емкостей, содержащих радиоак-
тивные отходы)
Глава о. Общие вопросы безопасности реакторов БН_	,3 2 Многоступенчатая защита как концепция безопасности
„ппОСЫ безопасности реакторов БН
Глава 13. Общие вопросы
362
2
га
3
С
о
с
о
о
*
>>
С-
с
о
и
&
р
ъ
ь
<ч
X
О
*—
rt
X
<У
3
Q
L?
О
О
g
5?
о
О
о
к
о
t-
о
н
X
О
го
га
X
Ь“
U
О
и
сз
6
ГО
со
X
к
X
го
л
ГО
(V
сз

о
с
и
н
и
•-**
о
Si
ГО
со
го
а
□
га
О
3
х
о
£
га
3
<J
сс
го
о

о О ~
О с- о
о ~
»и
X
га
с
•*•
5
о
:Х
О
г—"
о
с.
о
X
га
3
7.
X
и
га
Л
§
t;
о
ю
о
«X
о
в
н
X
сз
3
ж
о
и
о
X
CJ
kJ
ю
о
к
го
ГО
га
ГО
X
н
о
о
га
et
О
дз
р
©
О
о
х
X
го
СП
О
е_>
2
Я
X
г*
о
X
*0
Е
о
о
3	Й2- со	с! м %	х© о с	г( CJ	Си Г Si ил	3 X
г—	О £	>»	га.	•-*	я ю	с
ч ** О га.	о S 2-	х X 3 X	н X о	Zr О	0° н • X х	о
и	—< га х	•Х4 х га.	(£	X	га х	
<8
С
о
о
X
га
ГО
о
X
2
©
га
и
3
3
сЗ
н
1.5

о _
2g
а =
х га
«X £2
8
X
а
т
« 5
ч о
ф о
о
о	ж	*й«	о	О и		*	
с га.	ь	—	гч»	С Mbs		X Я	
0 F	о		га	X		сз СП	
О	с	гп	—W	га.			
X		о	^г-а	га			
	о	X	н	га		га.	
о я * *	ч/ ь Q X о 1	f-i га f- о н о	□ X р о га —**	га S 3 га. * Е г о н —		ОСТИ внут	
га.	Г- >»	*м		га		X	
га			с	X		о	
о						га	
с		о <J	о	‘т х		с Л'Ч	
				— 2Z		о га	
с	f- р	га еЧ	га га	w. О	е;	%	
га о	га •j- е'	га. ^2 । •— ь .	с	* г* а * с га. —* Q	с *	3 7	а* О
	h	X га хо	с* ЧО	S £ 50 и	га	н у	
o’ о О	* о	о* га га. н го >,	О —-		С И	б	о
о
г*
g
х С4
га ,х
х
а
го
Л
го
«
О
а
з
О
3
ЗЕ
а>
U
о
н
X
сз
аз
X
Л
а
х
га
н
8
•X
с
х
Q
га
2
£
5
га
»
о
га.
г
£
©
ZJ
О
X
X
S’
2
х
га
3
ж
си
X
X
X
W
а
о
н
о
X
и
3
к
3
Ж
к
5
>
8
о
о
о
о
X
3
2
го
3
о
с
ф
Нг4
3
2
ж
5
ч
3
«
2
—* W СЧ с =
<о
13.3. Развитие методов исследования аварийных режимов
363
Г. МНОГОСТУПЕНЧАТАЯ ЗАЩИТА
Методы классификации аварийных режимов позволяют разработать сис-
тему защитных мер, рассчитанных па любые аварии, которые могут произойти
в течение срока службы АЭС. Однако для наиболее опасных аварии (катего-
рии 8 и 9 в табл. 13.2) нет сформулированных требовании к системе защиты.
Основным недостатком при веден нон классификации является отсутствие ко-
личественных оценок вероятности аварий. Наиболее представительным кри-
терием был бы риск, определяемый как произведение вероятности аварии и
степени опасности ее последствий.
В связи с этим для реализации методов анализа безопасности, основанных
на опенке риска, программы работ во быстрым реакторам в последнее вре-
мя используют концепцию многоступенчатой защиты (151, Эта концепция
предполагает детерминированный характер развития аварийных процессов,
на основе чего проводится оценка вероятности «прорыва» последовательно
расположенных барьеров защиты (как основных, присущих реакторной си-
стеме, так । .неииально предусмотренных конструктором).
Концепция многоступенчатой защиты послужила основой для проведе-
ния широких исследований в рамках Национальной программы по безопас-
ности реакт ’|>Ы1 БИ. 11рцменеиие данной концепции позволяет наиболее эф-
фективно ш.зть проблему предотвращения аварий, а также уменьшения
опасных н< . । тсгвий. Реальное воплощение многоступенчатой системы за-
щиты пред лагает на АЭС наличие барьеров, предотвращающих выброс
радиоактивных и токсичных веществ в окружающую среду,
В табл. 16 представлены составляющие многоступенчатой защиты. Пер-
вая ступень зашиты предназначена для предотвращения аварий, тогда как
вторая, третья н четвертая ступени для остановки аварийного процесса
и уменьшения опасных последствии.
Таблица 135 Многиеiynciri.iian система ыщнгы А И
Ступени мщитм	Средетла. огри и нчя ют нс p/liJJHIlie ипирни
1	П рс.кгг пре щеп нг анармн 2	Ограничение распространения ава- рии пределами активной зоны 3	. Обеспечение герметичности защитной оболочки 4	Ограничение выброса радиоактивно- ст к	Система лварнниом lamiiiw реактора Оболочка твхнлг. самосрабатыпаннс (за счет отрицательного эффекта реактивно- сти) системы аварийной защиты реакто- ра lh-рвый контур и защитная оболочка Специальные ьтиипиые системы и основ- ные защитные барьеры
Многоступенчатый подход используется в программах научно-исследо-
вательских и опытно-конструкторских работ, где критерии риска и успеха
на каждом этапе определяют необходимость дальнейшего продолжения ис-
следований и разработок.
13.3. РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ ИССЛЕДОВАНИЯ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ
Как видно из предыдущего параграфа, подход к анализу безопасное гн
быстрых реакторов основывается на большом опыте, накопленном в процес-
се проектирования и эксплуатации ЛВР. В самом деле, все аварии, имею-
.лтхы безопасности реакторов БН
Глава 13- Общие вопросы оез 
364
,ц„с репаьпую вероятность	» 0Д«ак<ь
?£“ры™т>™тор«"предсатамяется вполне реальной ситуация когда*с
Sfii он тлючекп» питательного мео» остается закрытой мдв„ж
на ве "от оП д„.. питательной воды, что приведет к недопустимому „„вы.
Z,«: температуры в парогенераторе. Однако последстп,,,, такой авар,,,,
на реакторе БН будут существенно отличаться от того, что произошло на
АЭС «Три Майл Айленд», поскольку жидкий натрии находи.. я под низким
давлением, и разгерметизация первого контура не являете и Hoi, с точки
зрения закипания теплоносителя. Поэтому вероятность того, что такая ;1Ва.
рия приведет к разрушению тепловыделяющих элементов в реакторе БН,
крайне мала. Конечно, при каких-то иных условиях час юе поврежде-
ние активной зоны может произойти. Однако аварийные рея "Ы всех кате-
горий, представленные па рис. 13.3, будут проходить, приб. 1тслыю, одн-
каково как в быстрых, так и в тепловых реакторах.
Различия в характеристиках безопасности .'IBP и БР п (вляются при
рассмотрении максимальных аварий. В связи с этим сравни'. новные пара-
метры двух типов реакторов и посмотрим, как различие и	трое сказы-
вается на анализе предельных аварийных режимов.
А. СРАВНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРЕ И ЛВР
Основные параметры реакторов БИ и ЛВР, которые ш тямо учиты-
вать при оценке аварийных режимов, приведены в табл. 13 6 ' индно, наи-
более существенным (прежде всего в неконтролируемых авар иных процес-
сах) является различие в конфигурации активной зоны В IBP взаимное
расположение составляющих активной зоны (топлива, к тракционных
материалов, теплоносителя*) таково, что любое нарушение »той системы
из-за расплавления топлива или утечки теплоносителя нртю нт к прекра-
щению цепной реакции н остановке реактора. В БР отсутствует шмедлн-
тель, расстояния между соседними тепловыделяющими элемент ими (опреде-
ляемые из условий обеспечения теплосъема) минимальные Поэтому В слу-
чае расплавления топлива уменьшение объема активной зоны приведет к
росту реактивности (см. гл. 6). Это обстоятельство вызывало серьезные опа-
сения при исследовании вопросов безопасности на ранних стадиях развития
быстрых реакторов. Как будет показано ниже (гл. 15 и 16). в настоящее
тнвмой^пр^кр101 Д°Ка3аТеЛЬСтВа того' что С,|ЛЫ> возникающие внутри ак-
собствовать мчп8?1”30 нредмлагаемого расплавления топлива, будут спо-
активности Тем^м!'^ ТОПЛ|!В1ЮИ масс«. что приведет к уменьшению ре-
ветствчюшего vrpinuT^’ вероятиость расплавления активной зоны и соот-
ocuoBjfoe отпичие ппЛ"'15' реактнвност|’ существует, чем и определяется
основное отличие поведения быстрого реактора от IBP
«влЙсяХ'бхмХт,1 ”едоста.гкп“ Лвр- с ™к„ зре„„я безопасности,
ре (до 15 МПа) дчя обеспеч™^*3^ высокого Давления в водяном конту-
мв^ние ХрийХ	Тре^емого температур При таком
закипание воды. В реакторах БН™” -Гтервого ко»тура вызывает ^взрывное’
ра натрия значительно ниже fnnufitT" опасности Нет- поскольку темнерату-
___ ельно ниже (приблизительно на 350 СС) температуры пасы-
роль замедлителя. епл°вых нейтронах теплоноситель часто выполняет так*е
13.3. Развитие методов исследования аварийных режимов
365
[ а 6.1 и ц а 13.Б. Сравнение характеристик тепловых п быстрых реакторов,
определяющих характер развитии аварийных режимов
X;i рак терне Г и КII
Л ПР
БР
Конструкция активной зо-
ны
Обеспечивается оптималь-
ная критическая конфи
гурацпя
Энергия теплоносителя
I Ьтпщнальная химическая
щергпя
Последствия ) 1гчкп тепло-
носителя из реактора
Потенциал иные возможно
сгн отвода тепла при
аварии
Количество радиоактивных
веществ в реакторе:
Продуктов ДеЛСНИЯ
плутония
Ядерно фи мрогскнс пара-
метры
0
А
Постоянные временя тепло-
вых пронес* ив;
в топливе
в конструкционных ма-
териалах
в теплоносителе
Значительная (высокое
давление в контуре)
Oi сутетпуе г
Уменьшение реактивности
! 1с шачитсльныс
Среднее
0.007
-2-10 ® с
1 —Г» с
1 b-сколько секунд
Обе
Конфигурация активной
зоны не является опт-
мальвой (имеются поло-
жительные обратные свя-
ли ип репктпппости)
I фактически отсутствует
(значительный псдогрен
до точки кипения)
Зпачительнпя (по сможпое
и HiBMii/iriicrtniv натрия С
позлухом НЛП ВОДОЙ)
Увеличение реактивности*
Волш ис
Одинаковое
Большое
(1.004
-4-10-7 С
1-2 С
<1 с
0,1 с
* Г1>сготиыЙ 1(»9ффшип*пт г дмтмвиоетн имеет положительное значение п центре иКТИшюА
воны и отрнци с ль мое — ш периферии.
щепяя при рабочем давлении, максимальное значение которого определяет-
ся гидравлическим сопротивлением контура и составляет примерно I МПа.
Разуплотнение первого контура реактора БП не приведет к закипанию на-
трия. Главную опасность представляют утечка теплоносителя, а также неже-
лательные химические взаимодействия, такие как реакции натрия с водой
и воздухом. В целях предотвращения таких взаимодействии в условиях
нормальной эксплуатации во всех натриевых системах имеется подушка
ntfepTfioro газа. В случае разрыва стенки первого контура возможно взаимо-
действие натрия с бетоном (а также с водой, выделяющейся при нагревании
бетона). На ЛВР в условиях максимальной аварии может происходить вза-
имодействие расплавленного топлива с оболочкой из циркалоя.
Как уже говорилось в гл. 6, образование пустот в натрии в центральной
части активной зоны реактора 1511 может вызывать рост реактивности. В теп-
ловых реакторах кипящего типа или с водой под давлением аварийная утеч-
ка воды нз активной золы, наоборот, приводит к уменьшению реактивности.
В случае аварийной разгерметизации первого контура ЛВР ио избежание
расплавления активной зоны необходимо удержать уровень воды выше го-
ловок пакетов, что достигается за счет специальной системы аварийного
расхолаживания. Для реакторов Г>Н такая задача значительно упрощается
благодаря достаточно низкой (относительно точки кипения) температуре
366
^^О^^р^безопасносги реакторов БН______________
«сплети отвода тепловыделения за счет естественна,-
натрия, а также возможно ИЯСОсов первого контура.	НоГ’
циркуляции в случае: отк< 2	реакторов количество продукте»
При одинаковой мощности двух	,1СП0ЛЬзуЮ|11ИХ 11(|КЛ
деления в них 0Д,|Вак0 _ ИР. двР. работающий на обогащенном урайе‘
значительно больше п	в б раз меньше, чем накапливает?„ :
С0ДерЖ”Т1'Й-Зже"Есён^результате облучения -Г (см. табл.^
Реарету1нровапие ЛВР с урановой загрузкон осуществляв я более Пр0‘
сто благодаря двум обстоятельствам: во-первых, доля зала бывающих ней-
Sohob в ЛВР почти в 2 раза больше, чем в реакторе Ы 1. работающем йз
Ходни, что в основном обусловлено различием ядерных свойств к
239Ри; во-вторых, время генерации мгновенных нейтрон ш в . IBP на 2—3
порядка больше, чем в быстрых реакторах.
Эти особенности реакторов становятся определяющими в , с говнях мак-
симальной аварии. На первом этапе разработок быстрых peahi^poB безопас-
ность их вызывала сомнения из-за малого времени Ж1 i	юв, однако
дальнейшие исследования показали, что за 1 с <>тр	й обратной
связи в активной зоне при быстром увеличении реакт в г ; происходит
ограничение роста мощности реактора (подробнее об эт*>?л м гл 15).
Постоянные времени тепловых процессов в реакторах о I меньше, чей
в ЛВР, благодаря меньшим размерам твэлов н ячеек для нр хода теплоно-
сителя. Эти факторы имеют большое значение для исс к?дова ин переходных
режимов.
Б. ПРИЧИНЫ АВАРИЙ
Как показано выше, реакторы БН к ЛВР имеют суще, т иные отличия,
что заставляет разработчиков рассматривать для каждого и а реактора раз-
ные исходные события аварии. Однако в наиболее вероятных случаях. когда
срабатывает система аварийной защиты и переходный режим носит плавный
характер, нейтронное поле в реакторах обоих типов изменяется аналогич-
ным образом. Только при маловероятной максимальной 31 и ход процес-
са в том и другом реакторе будет существенно различным
Для ЛВР в качестве маловероятной максимальной авар и рассматрива-
ется значительное повреждение стенки первого контура, которое приводит
к мгновенному вскипанию теплоносителя и его выбросу из контура Для
предотвращения расплавления активной зоны в этом слу чае необходимо
включение в работу системы аварийного расхолаживания Следовательно,
нужно обеспечить достаточную надежность этой системы, позволяющей осу-
ществлять отвод остаточного тепловыделения в течение длительного времени.
раССМ0Тренни авар11в ЛВР, создающих опасность радиоактивного облу-
основипг^ттгл^’ В Качествеисходного события всегда принимался разрыв
основного трубопровода полным сечением.
не сто71 ГппаДпЛ°«Ь-ВЫ’тпг'>РазРЫВ осНовНого трубопровода в реакторе БН
не приведет к м’гнпвЛн ПОСКолькУ Резкое снижение давления в контуре
ные ЕёжХ В пРЯк^ЖСК;2Пай,,Ю доносителя. Поэтому все аварий*
всегда бытг	Рассматриваемые как опасные для населения.
Ны (табл J3 6) Изменен 1?рМ0Жж),М |,зменен,|ем конфигурации активной зо-
плавлении топлиод nZtv °НфИГуР?Ц,Ж М0Жет 'фон^нтп лишь при Р*'
БН традиционноXaSZPn4HH0H максима^ных аварий для реакторов
расхода теплоносителя пп. Рвение соотношения мощности реактор2 н
ный разбаланс между мощно °Дйовре4,е“ном отказе системы защиты Опзс-
между мощностью, вырабатываемый в реакторе, и мощностью.
13.3. Развитие методов исследования аварийных режимов	367
отводимой теплоносителем, может иметь место либо в режиме повышения
мощности реактора, когда добавка реактивности вызывает рост энерговыде-
ления при постоянном расходе теплоносителя, либо в режиме ухудшения
теплоотвода, когда при постоянной мощности реактора падает расход тепло-
носителя в первом контуре. Несмотря на крайне малую вероятность возник-
новения таких режимов одновременно с отказом системы защиты, им уде-
лялось большое внимание во всех исследованиях по безопасности реакторов
БП прежде всего в целях обеспечения защиты населения от облучения.
Рассмотрим два термина, часто используемые в исследован них предель-
ных аварийных режимов, а именно: «.Максимальная проектная авария» и
«Гипотетическая авария разрушения активной зоны».
Максимальная проектная авария
Под максимальной проектной авариен обычно подразумевают аварий-
ную ситуацию, приводящую к наиболее тяжелым последствиям по сравнению
с другими вероятными авариями. В соответствии с классификацией аварий-
ных режимов, представленной на рис. 13.3, максимальная проектная ава-
рия относится к самым тяжелым из аварий третьего уровня (что соответст-
вует поз. 8 в табл. 13.2),
Гипотетическая авария разрушения активной зоны
Гипотетические аварии, как следует из описания класса 9 в табл. 13.2,—
это аварии, которые могут в принципе возникнуть, но с чрезвычайно малой
вероятностью В первых исследованиях аварийных режимов БР не учиты-
вались характеристики обратной связи в активной зоне. Предполагалось, что
при расплавлении активной зоны осевшая масса будет разрушена за счет
давления паров топлива и, таким образом, пенная реакция прекратится.
Поэтому гипотетическая авария всегда связывалась с разрушением активной
зоны, что н привело к появлению термина «гипотетическая авария разруше-
ния активной зоны».
Существуют другие способы остановки процесса деления в активной зо-
не. Например, за счет определенных конструкторских решений можно ис-
ключить возможность образования критической массы после расплавления
активной зоны. Конечно, при этом необходимо, во-первых, обеспечить па-
дежный отвод остаточного тепловыделения и, во-вторых, не допустить выбро-
са из реактора радиоактивных веществ.
В РАЗВИТИЕ РАСЧЕТНЫХ МЕТОДОВ ИССЛЕДОВАНИЯ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ
БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
Прежде чем запяться рассмотрением современных методов исследований
аварийных режимов БР, целесообрано ознакомиться в общих чертах с исто-
рией этого вопроса.
Тематика ранних исследований
На ранних стадиях разработки БР наибольшее внимание уделялось
вопросу о возможном расплавлении активной зоны. Исследовались процес-
сы оседания и уплотнения расплавленного топлива, приводящие в быстром
реакторе к росту реактивности.
368
Глава 13. Общие вопросы безопасности реакторов БН
л вызывала малая величина £, а также короткое Вп.
мп.отмкы.х" нейтронов, благодаря чему расплавление ilK ►
юг о '"привести « б'-’^ому росту .....................  ™
,„а Хотя при ......... топлива создаются условия для ’
' - каменной активной зоны п прекращения ...........
ЧТО 3II34CHUC ВЫСВобоЖДСИНОИ ЭЦСрГНИ нс I
Кроме того, опасения
мя жизни
зоны J
ности реактора
рушения рас.,
уверенности в том,
пгстммого уровня.
••
’ не Gb|flo
превысит д0.
Модель аварии Бете—Тайта
Чтобы подучить количественную оценку эиерговыделенпи при aB<w
ном режиме с расплавлением активной зоны. Бете и I ант 1161 провели рас-
четные вариантные исследования, используя прост}ю хю ’ lf‘R—Z-reo
метрик- Авторы изучали аварийные ситуации в современны ЬР. За исход,
ное состояние системы принимали .момент, когда активная ни расплавд^
и натрий полностью отсутствует. В быстрых реакторах пер то поколения
с малым объемом активной зоны расплавление топлива не \r . п привести
к образованию вторичной критической массы.
В модели, предложенной Бете и Гантом, рассматривалось оседание рас-
плавленного топлива под действием сил тяжести с образе ваннем критиче-
ской конфигурации. Процесс разрушения активной зоны в рамках этой мо-
дели изучался в зависимости от скорости ввода реактивней 
Для упрощения расчетов предполагалось, что в момент разрушения ак-
тивная зона имеет сферическую форму (рпс. 13 4). Даме н е внутри зоны
принималось равным нулю до того момента, когда все гтуст< и (поры в теп-
Рис, 13 4 ЛпариЛяыЙ процесс
разрушения активной эоны о
соответствии с моделью Бе
те— Тд А та
I — тегикжэскггль полностью от-
сутствует; 3 ~ ржегтммлг» «ти-
ной ноны: бистро* o6fM»^wniw
ВТПрМЧНОП кряшчгеж&а M1CCU
оседании тоадкм под деДспмн
сил т на сети. j рлрушсмхг Al
ПГМ»оа MJHM
ловыделяющнх стержнях и каналы, свободные от теплоносителя) заполнят-
ся увеличивающимся в объеме топливом. Затем давление должно расти про-
порционально мощности, что приведет к разрушению активной зоны и пре-
кращению цепной реакции. Некоторые детали этой модели б\ дх т рассмотрены
тивнойА1пныТпп?'ТЬ” ЧТ° принятый П°А*°Д (предположение об оседании ак-
пот прйгт» >4» Д Действием силы тяжести и последующем ее разрушении
разработчиками НпТпяННеГ° давлеН|,я) использовался’ в течение многих лет
требования к конгттТ1* стра'1ах в качестве критерия, определяющего
треоовання к конструкции защитной оболочки БР
Расчетные исследования гипотетической аварии разрушения
активной зоны быстрого реактора
активной зоны проводнлис^ '^едовання г,,потетнческой аварии разрушения
ваемых в США и странах Чапа J'-'p51 Всех быстРых реакторов, разрабаты-
ваний был раХ =шХТ’ Евр0ПЫ конечной цельк^ таких исслело-
расчет максимального значения выделяемой механической энергий
13.3. Развитие методов исследования аварийных режимов	36?
т. е. максимально возможного количества
энергии, передаваемого конструкциям реак-
тора расширяющейся активной зоной.
Расчеты но методу Бете —Такта показы-
вают, что максимальное значение выделяемой
механической энергии пропорционально
объему активной зоны. Однако со временем
.методика расчета аварийных режимов совер-
шенствовалась: были учтены такие факторы,
как разрушающая сила паров топлива, сгла-
живающее действие обратной связи за счет
доплеровского Э(|х|>скта; кроме того, скорость
ввода реактивности задавалась более опреде-
ленно.
Введение этих модификаций привело к
постепенному уменьшению расчетного значе-
ния эффективного энерговыделения, хотя раз-
меры и мощности реакторов увеличивались.
В табл. 13.7 представлены результаты расче-
тов, нолх ценных в разное время, а па
рис. 13.5—график изменения за последние
20 лет н фмнрованных значений эффектив-
ного энерювытелепня, т, е. значений, отнесенных к номинальной мощно-
сти реактора. Характер графика не изменится, если брать отношение энер-
говыделення к объему активной зоны (за исключением реактора SEEOR,
удельное энерговыделенне в котором мало).
[’нс. 13 5. Изменение со време-
нем расчетных значений меха-
нической энергии, выделяемой
при разрушении вктипиой зоны
(Значение энергии отнесено к
номинальной мощности реак-
тора )
Т блина 13 7 Миксимяльные расчетные значения выделяемой механической
•Hept ии а случае гипотетической аварии разрушения активной юны
Реактор	Страна	Год ПМХоДП На хри।нчпоить	ТсНЛСфиМ Миникн ть, МВт	Приближенное .1Ы<Г1Г||ЦГ MUK- С(| мильной МехлиическиЛ нгергмх, МДж
«Энрико Ферми» EBR-2	США	ГЮЗ	200	2000
	США	1964	65	6<10
SEFOR	США ФРГ	1969	20	100
Pi-R	Л и гл и я	1974	600	600 1000
И TF	США	1980	400	150 -350
SNR-300	ФРГ	1983е	760	150- 370
* Пуск рскмтора SNR 300 а 1993 г не состоялся.
Днти пуска не опрелгл<ш.|. <Ирим персе)
Из табл. 13.7 и рис. 13.5 видно, что новый подход к анализу аварийных
процессов в реакторе позволил смягчить требования, предъявляемые к за-
щитной оболочке*.
Если использовать модель Вете Тайта в первоначальном варианте, ха-
рактер кривой, представленной на рис. 13.5, резко измелится. Поэтому целе-
сообразно более подробно рассмотреть факторы, приводящие к снижению
расчетных значении энерговыделения (см. § 15.7).
• Другая точка зрения на этот иоирос изложена в | I7J, где приводятся новые
результаты исследований большого числа реакторов.
Главе <3. Общ-. .»лр«™ в..опа«»<™ Р«-Т»Р»- ™
<34 ОЦЕНКА РИСКА И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ АВАРИЙНЫХ
РЕЖИМОВ
Анапнз характеристик безопасности каждого реактора можно проводить
пазХымн методами. Одним из критериев оценки, широко используем^,
в настоящее время, является риск, определяемым как произведение вероят-
ност17аварннI, степени опасности ее последствии. Методы определения дВух
составляющих риска делятся на три категории.
1)	детерминистические;
2)	вероятностные;
3)	феноменологические.
Мнения специалистов в различных странах относительно оценки без-
опасности АЭС с помощью критерия ряска не всегда совпадают, и это опре-
деляет существование различных подходов к решению проблемы [18, 19|.
Однако общий результат исследований, проведенных в течение последних
двух десятилетий, состоит в том, что он л позволили пересмотре ь уществен-
но смягчить требования к системам защиты быстрых реакторов I акая воз-
можность появилась в значительной степени благодаря широкому примене-
шпов анализе предполагаемых аварий детерминистического п< а.в соот-
ветствии с которым отдельные этапы аварийного режима ра. •.г дтрнваются
в причинно-следственной связи, тогда как метод предельном оценки не учи-
тывает количество защитных барьеров АЭС.
А. ПОНЯТИЕ РИСКА
Риск Rh характеризующий определенный вид аварии и измеряемый
суммарными последствиями аварии за год, определяется тремя факторами
[41:
R^PtCtDi,	(13.1)
1де вероятность возникновения в течение года аварий типа / (коли-
чество случаев в год); С{ — активность радиоактивных веществ. Ки, выбро-
шенных в окружающую атмосферу в результате одной аварии типа Г, D, —
последствия, связанные с выходом радиоактивных веществ в атмосферу (че-
долГки)Не Жертвы или затРаты на мероприятия по их предотвращению,
пий^0ЛНЬ111 Р1!СК складывается из составляющих по отдельным типам ава-
(13.2)
i
вещества^окружаюшск\г)^!ОВНаЯ Д0ЛЯ опаеного излучения при выбросах
от типа аварий, поэтому	Рад,,оиУк-’1идом 1#,1 независимо
тель D, может быть изнХ™/? ЗЯ Ф°Рмула риска упрощается: сомножи-
благодаря наличию воды вероятность bux'JE^ Следует °™ет11ТЬ’
среду значительно уменьшается.	да чистого иода в окружающую
несколькими нуклидами^щ!зиемРеипппРе активность выброса определяется
только в соединении с натви₽м /ъ А°К И пл>гтоннем. Иод высвобождается
•Р в виде натриевого иодида).
13.4. Оценка риска и методы исследования аварийных режимов
371
При определении радиоактивности выброшенного вещества использует
ся, как правило, детерминистический подход, в то время как вероятностные
методы применяются для расчета Ph а также для приближенной оценки ’
соответствующих значений С{.
Б. МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
Ниже рассматриваются два основных метода, используемых для опенки
полного риска: детерминистический н вероятностный. Кроме того, дается
общее описание феноменологического метода. Как указывалось в § 13.2,
каждый подход к оценке аварий имеет своп достоинства и недостатки. Кон-
цепция многоступенчатой защиты реактора использует преимущества каж-
дого метода для расчета риска АЭС.
Детерминистический метод
Детерминистический подход подразумевает анализ последовательности
этанов аварийного процесса от исходного события через все возможные ста-
дии деформации и разрушения до конечного установившегося состояния си-
стемы.
В расчете учитываются основные характеристики системы, определяющие
ее поведенье в условиях аварийного процесса.
Детерминистический подход применяется довольно широко в анализах
безопасности АЭС благодаря присущей ему наглядности: этот подход поз-
воляет выявить факторы, определяющие ход процесса, а также дает во-
зможность исследовать сложные зависимости параметров, характерные для
отдельных этанов. Благодаря расчетам, проведенным по усовершенст-
вованным программам |30|, появилась возможность снизить требования,
предъявляемые к системе защиты реактора в случае максимальной аварии.
Кроме того, был выявлен комплекс вопросов, требующих специальных рас-
четных и экспериментальных исследований. В гл. 15 и 16 приводятся при-
меры аварийных процессов, анализируемых с применением детерминисти-
ческого подхода.
Основным недостатком детерминистического метода анализа является
Необходимость создания и постоянного усовершенствования сложных мате-
матических программ, предназначенных для расчета многочисленных ва-
риантов развития аварийных процессов, происходящих во всем объеме ак-
тивной зоны. Кроме того, представляет большую трудность моделирование
больших деформаций активной эоны и связанных с этим явлений.
Вероятностный метод
В соответствии с вероятностным методом исследование аварийных про-
цессов включает в себя, во-первых, оценку вероятности возникновения ава-
рии и, во-вторых, расчет относительной вероятности того или иного пути
развития аварийного процесса. Прежде всего анализируются разветвленные
цепочки событий и отказов, выбирается оптимальная математическая методи-
ка и рассчитывается полная вероятность аварий в системе. Вторая часть за
Дачи, т. е. опенка относительной вероятности того или иного пути развития
аварийного процесса требует численного анализа возможных отклонений
• Приближенный характер расчетов С| нс является следствием вероятностного
подхода, а связан с неопределенностью исходных предпосылок.
372
Главе 13. Общие вопросы безопасности реакторов БН
изтплп Потопа от номинальных значении с учетом различных моделей
(,,а"[,"ме₽’модакн ава!,"""ого р«ру-
“''иэскХяого cleaver, что для лналяза влияния изменения параметров
на конечный результат необходима расчетная оценка последствии а вари,,.
Расчет послёдствпй проводится с помощью математических моделей, значи-
толыю упрощенных по сравнению с детерм||нистическ11хш программами, рас.
смотренными выше. Так, на основе программы SAS 1211. используемой дЛя
детерминистической оценки неконтролируемых аварийных pt^''MOB в бы-
стрых реакторах, разработан упрощенный вариант А1<.. 1. , U_|, который
при меньших затратах машинного времени позволяет получить достаточно
надежные результаты путем аппроксимации расчетных крн®ых Вводя функ-
ции распределения реакторных параметров в программу 1 \RS1 L, проводят
расчеты различных аварийных режимов, результаты которых используются
при вероятностных оценках.
Основная трудность, связанная с использованием верна нос ных методов
расчета, состоит, как правило^ в недостатке сведении по функциям распре-
деления параметров» а также статистических данных по отказам обору дона*
пня. Кроме того, в некоторых случаях (особенно при анализе неконтролируе-
мых аварии) упрощенные расчетные программы ограничивают i озможносги
вероятностных опенок.
Феноменологический метод
Как детерминистический, так п вероятностный методы осш лпы на рас-
смотрении логически построенных цепочек событий!, nxrrai ляихцнх аварий-
ный процесс. В соответствии с детерминистическим подходам, в частности,
проводится последовательный анализ всех этапов процесса. Однако, как по-
казывает опыт, в логической структуре цепочек могут возник., ь устойчивые
связи между событиями помимо промежуточных звеньев (так называемые
«воронки»).
Например, если в процессе аварии не происходит ралгерм, нзания пер-
вого контура, то, независимо, от исходного события, опасности облучения для
населения прилегающего к АЭС района нет. Таким образом, если хюжно
сформулировать достаточно веские аргументы описательного характера (фе-
номенологические) в пользу надежности оболочки первого контура, отпада-
ет неооходнмость подробного расчета всех этапов аварийного процесса, при-
водящего к нарушению целостности контура. Такой подход к анализу без-
м cf'0CTn А ..иазываетсп феноменологическим. Некоторые примеры фено-
[241 ‘ огическои оце,,К|1 аварийных процессов приведены в статье Фоске
опаС|,Ь|Х явлен»й, связанных с неконтролируемой ава-
В ходе п понесся чпсти1пЯВЛЯСТСЯ обРазованг'е вторичной критической массы,
может переместиться в о1расплавленное топливо вместе с металлом оболочек
перекроет доступ теплпип’ СТЬ иижнего ториевого экрана, где затвердеет и
исходит значительная лргк?™* В активнУ12 зону. Поскольку при этом про-
нированного подхода к е^Т,МаЦНЯ активной зоны, использование детерми-
феноменологического метода [24 3атР-удннтеЛ1’П0- Однако на основе
ния рассеяния оасптавчрниг т ’ было показа,,°- ‘по существует теиден-
Д^ствием остаточного теплоХетенияап',ВН°Й 3°НЫ "рИ ** РазогРеве поД
ГО подхода является отсутствие Преимуществом феноменологическо-
подход удобно использовать тяи Т 'ЫХ чатемат”ческих расчетов, ^тот
'Ке при исследовании таких явлений, как
14.1. Вводные замечания
373
взаимодействие теплоносителя с расплавленным топливом пли выход из
топлива аэрозолей плутония.
Основным недостатком феноменологического метода является затруд-
нительное использование результатов исследований для корректировки про-
екта АЭС. Кроме того, он не позволяет детально анализировать развитие
аварийного процесса, что в некоторых случаях совершенно необходимо.
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
13.1.	а) Что такое защита «в глубину»?
б)	Какие заградительные барьеры служат для защиты людей от радио-
активного облучения при аварии реактора БН?
13.2.	Как связаны между собой ступени защиты и категории аварий, пред-
ставленные в табл. 13.2?
13.3.	Каковы основные проблемы безопасности реакторов БН и ЛВР?
13.4	Что такое «аварийный процесс, повышения мощности» и «аварийный
процесс ухудшения теплоотвода»?
13.5.	Какой смысл вкладывается в понятие «неконтролируемый аварийный
процесс» реактора БН? Существует ли опасность облучения людей и
окружающей среды в случае неконтролируемой аварии?
13.6.	а) В чем сходство и различие «гипотетической аварии разрушения ак-
тивной зоны' п модели аварии Бете- Тайга?
б)	Какие факторы способствовали уменьшению со временем расчет-
ного значения максимальной энергии, выделяющейся при гипотетиче-
ской аварии разрушения активной зоны {см. рис. 13.5)?
13.7.	В чем суть методов анализа аварийных процессов, описанных в § 13.4?
Глава 14
КОНТРОЛИРУЕМЫЕ ПЕРЕХОДНЫЕ ПРОЦЕССЫ
14.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
На быстрых реакторах, так же как на реакторах других типов, преду-
сматривается система аварийной защиты, предназначенная для быстрой и
безопасной остановки реактора в случае аварии. Основной задачей системы
является защита населения, персонала и оборудования АЭС от вредного
воздействия, вызванного аварией.
Причиной возникновения аварий, как правило, служит нарушение нор-
мального соотношения между выделяемой и отводимой тепловой мощностью
Следовательно, система аварийной защиты должна препятствовать недопу-
стимому увеличению тепловой мощности реактора или ухудшению условий
теплоотвода. Систему защиты можно условно разделить на две:
1) систему аварийной остановки реактора (с использованием стержней
из поглощающего материала);
2) систему аварийного расхолаживания активной зоны.
Кроме основной системы аварийной защиты, в проекте АЭС могут преду-
сматриваться дополнительные защитные устройства, необходимые, например,
для герметизации защитной оболочки реактора, удаления радиоактивных
продуктов деления, выброшенных из первого контура, или отвода остаточ-
ного тепловыделения разрушенной активной зоны. Эти устройства вк почают-
374
Глава 14. Контролируемые переходные процессы
ея в паботм лишь в случае отказа основной системы авар нинол защиты реак.
амриМзХты. йфект»жио выпаду
низкое рабочее давление натриевых контуров, большая теПЛо^
.Хть натрия а также значительный недогрев теплоносителя до точки кипе-
Наиболее опасная аварийная ситуация может вознпкн ь в том случае
если произойдет отказ в системе аварийной защиты. В связи с этим надеж-
ность системы аварийной защиты АЭС должна отвечать самым высоким тре.
бованням.
Данная глава посвящена контролируемым аварийным процессам в реак-
торах БН. Большое внимание уделяется построению систем защиты. а
также вопросам надежности этих систем. Рассматриваются аварийные про-
цессы, происходящие в нескелькпх смежных ТВС или вобт < е ей активной
зоны. В заключение дается краткий анализ возможных ат р ” < пивного
оборудования АЭС с реакторами БН.
14.2. СИСТЕМА АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ АЭС
Разработка эффективной системы защиты предполагает н. лнчие переч-
ня аварийных режимов, которые должны контролироваться п системой.
Поскольку возможности любой защитной системы огр., юны. необ-
ходимо их четко определить п доказать, что все аварийные сн	ин. выходя-
щие за пределы этих возможностей, чрезвычайно маловероят ы. Следующим
шагом должно быть установление предельно допустимых зн , :е <й парамет-
ров твэлов (температуры топлива и оболочки, напряжения в   точке), пре-
вышение которых приводит к опасным последствиям, центра > гукмцим дей-
ствие системы аварийной защиты. На основе этих данных определяются
требования к системе аварийной защиты.
А.	ПАРАМЕТРЫ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ
Основным исходным событием аварийных процессов в активной зоне яв-
ляется нарушение нормального отношения выделяемого и отищдмого коли-
чества тепловой энергии. Пока это отношение не нарушено, основные защит-
ные барьеры, предотвращающие выход радиоактивных веществ (топливная
матрица, оболочка твэла), сохраняют свою работоспособность Когда темпе-
ратура твэлов превышает допустимое значение, целостность защитных барье-
ипй ,ыть.наР-'шеиа- Таким образом, при разработке системы аварий-
ноя 1ЛТГП1 прежде всего должны рассматриваться такие отказы оборудова-
ла счет RnnJa Г!р|1В0ДЯТ к недопустимому увеличению мощности реактора
iooSoL "м«"^ь1юй реактивности) к ухудшению условий теп-
Различные механизмы ввода реактивности
но уделяться опенке flP*f |,сс-,еДовзнии аварийного ввода реактивности долж-
шой ценностью по реакт^о^гТ''^611"” МатеРиаЛов« обладающих боль-
лива и натрия. У^личенщР^ируюших стержней, топ-
цнн реактора оссшестютеьгг^. KTIIB[lotTI1 в условиях нормальной эксплуата
ора осуществляется за счет выведения регулирующих стержней из
14.2. Система аварийной защиты АЭС
375
Таблица 11.1. Возможные механизмы «вода реактивности
Механизмы ввода реактивности
Возможный эффект
Неконтролируемое извлечение in активной
зоны регулирующих стержней
Расплавление регулирующей сборки
Расплавление ТВС
Всплытие ТВС в потоке теплоносителя
Радиальное смещение ТВС
Образование пустот внутри натриевого
объема ТВС
Понижение температуры натрия на входе
в активную зону
Скорость ввода реактивности долл/с
Максимальное <пачение введенной реак-
тивности — до нескольких долларов
Ступенчатое повышение реактивности
значительно меньше I долл.
активной зоны. Возникает вопрос: как поведет себя реактор, если выведение
регулирующих стержней будет слишком быстрым или чрезмерно большим?
В системе аварийной защиты предусматриваются блокировки, запрещающие
одновременное удаление из активной зоны более одного регулирующего
стержня; кроме того, существует ограничение скорости удаления стержней.
Благодаря целому ряду основных и дополнительных защитных барьеров
вероятн ь ввода избыточной реактивности при извлечении регулирующих
стержней практически исключается. Оценки показывают, что даже в случае
наиболее неблагоприятного совпадения нескольких отказов, приводя-
щего к ускорению извлечения регулирующих стержней, максимальная ско-
рость ввода реактивности будет значительно ниже I долл/с.
Как видно из табл. I 1.1, существуют и другие причины, которые могут
привести к росту реактивности. В результате расплавления регулирующего
стержня пли ТВС скорость ввода реактивности можеть достичь 1 долл/с,
однако только в том случае, если процесс расплавления развивается наибо-
лее неблагоприятным образом. Одной из причин ввода реактивности может
быть нарушение баланса гидродинамических усилий, действующих на 'ГНС;
в стационарном режиме работы реактора некоторые сборки могут быть
взвешены в потоке натрия и находиться выше своего нормального положе-
ния, а при каком-то внешнем механическом воздействии (например, в слу-
чае землетрясения) — упасть в активную зону. В связи с этим в активной
зоне должны предусматриваться специальные устройства, предотвращающие
всплытие ТВС. Термические расширения элементов конструкции активной
зоны в переходных режимах служат причиной радиального смещения
ТВС. При этом возможно прижатие соседних ТВС друг к другу. Кроме
того, тесное сближение сборок может происходить после установки в актив-
ною зону свежих ТВС и стягивания их бандажом.
Вызывает опасения возможность внешнего ударного воздействия на ре-
актор, в результате которого может произойти радиальное перемещение ТВС,
приводящее к росту реактивности. Однако испытания, проводимые на модель-
ных сборках, показали, что реактивность, возникающая в результате ради-
ального смещения ТВС активной зоны, значительно меньше 1 долл.
Образование пустот в натрии внутри ТВС приводит к увеличению реак-
тивности за счет положительного натриевого пустотного коэффициента, од-
нако максимальное значение положительной реактивности для одной ТВС.
как правило, не превышает нескольких центов. При поступлении в активную
зону холодного натрия (например, в случае увеличения теплоотвод.) в про-

376
Глава 14. Контролируемые переходные процессы
межсточном теплообменнике) рост реактивности может произои гн в том СЛу.
ч^ ^оХ натриевый пустотный коэффициент для активной зоны имеет от-
рицатвяьное значение.
Авария в системе теплоотвода
Наиболее опасной аварией, связанной с теплоотводящимн контурам11>
является остановка циркуляции теплоносителя через реактор. Вместе с тем
нежелателен любой режим» приводящий к повышению т< мш. рагх ры натрия
на входе в активную зону.
В табл. 14.2 перечислены некоторые аварии в теилоотводящнх контурах,
которые должны контролироваться системой аварийной защиты АЭС.
Таблица 14.2. Апарин, приводящие к ухудшению
условий теплоотвода в реакторе
ПЕРВЫЙ КОНТУР
Отключение внешних источников электроснабжения
Отключение внешних источников электроснабжения н
резервной дпзель-геяераторной установки
Прекращение электроснабжения одного наноса первог Ж"
Постепенное уменьшение расхода теплоносителя через р .•>
тор вследствие выхода из строя системы регулирован '
.Механическое повреждение одного насоса первого коп
ВТОРОП КОНТУР
Прекращение электроснабжения одного насоса второго к т\
ра
Механическое повреждение одного насоса второго коетхра
Отказ системы регулирования насоса второго контура
ПАРОВОДЯНОЙ КОНТУР
Ложное открытие сбросного клапана на выходном трхб-лре».
ноле парогенератора
Ложное открытие сбросного клапана па линии подвода пита
тельной воды в парогенератор
Разрыв паропровода
Разрыв трубопровода питательной воды
Авария питательного насоса
врпа°ченпе в!,’ешН|1Х источников электроснабжения является одной из
лотжня п'>ррмлтп11НЫХ cf,T-aiII,li’ которая при разработке системы защиты
тооснабжрипя р!|°аться в первую очередь. Если резервный источник элек-
СХ и LZ°4aeTC5! в работу’ СИСтема за1*'™ обеспечить
расхода теп юноентА;Ю 0CTa,IOBK-v Реактора. При постепенном уменьшении
рования HDoncxoiiiTfinn ере3 реактоР’ вызванном отказом системы регулн-
твэлов, чем при отктюир|/НаЧ,,ТеЛЬНОе П0ВЫШе1,ие температуры оболочки
случае реактор остаиат < Ш! 9лекгРопнтаиИЯ насоса, так как в первом
«ой температуры натрия в SthbS“н"°С“Г"аЛУ "рс“‘ше""я
cocoa по ||р«чнне1отк.тючеж!я'1М,дСТа1,ОВКл од,,ого 1,3 ««ркуляинонных на-
СКОРО повреждения ваашаюти^ ектросяабже,,,|я «ли вследствие механиче-
Д"ТА“ а₽гла"су ₽aJ°*'»
как их воздействие0^реактор^Хбтя^^^"* К0,,турах' *енее опасны, так
реактор ослабляется за счет тепловой инерции копту-
14.2, Система аварийной защиты АЭС	377
ров. Гем не минее необходим анализ всех вероятных аварии, чтобы доказать
невозможность их опасного развития.
Примеры аварийных процессов, связанных с остановкой циркуляции теп-
лоносителя в первом в третьем контурах, рассмотрены в § 11.5.
Б. ЭФФЕКТИВНОСТЬ СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ АЭС
Основной задачей системы аварийной защиты является прекращение раз-
вития аварийных режимов и обеспечение безопасной остановки реактора,
исключающей повреждение активной зоны. Однако возможны случаи, когда
система защиты оказывается не в состоянии выполнить свои функции. Рас-
смотрим эти случаи.
Во-первых, можно предположить, что масштаб исходного события ава-
рии превышает возможности системы защиты. Во-вторых, существует вероят-
ность развития аварийного процесса с большой скоростью, исключающей
возможность контроля его системой защиты. Наконец, возможен (хотя н ма-
ловероятен) полный отказ системы защиты в аварийной ситуации.
Что касается первого случая, в качестве исходного события может быть
рассмотрен столь быстрый ввод реактивности, что система защип»! оказы-
вается не KfxjvKTHBHOi'i. I акая аварийная ситуация возникает, например, в
случае разрыва стенки бака реактора нлп напорного коллектора, при попа-
дании болы юг, количества газа в определенные участки активной зоны пли
при быстр' м и шлечснин и i активной зоны регулирующего стержня. Задачей
разработчиков является сведение к минимуму вероятности возникновения
исходных событий подобного рода.
Во втором случае рассматривается аварийный процесс, развитие которо-
го, нс фиксируемое приборами контроля, достигло такой стадии, когда ста-
новится невозможным предотвращение тяжелых последствий средствами си-
стемы <ащнты. Классическим примером такой аварии является распростра-
нение повреждения одной I ВС па соседние сборки. 1Iмоющийся опыт показы-
вает, однако, что вероятность быстрого распространения аварии ТВС вну-
три активной зоны чрезвычайно мала (см. § 14.4).
Маловероятным является также отказ системы защиты в аварийной ситуа-
ции. Чтобы доказать, что вероятность полного выхода из строя системы за-
щиты ничтожна, проводится анализ надежности элементов системы. Создание
надежной системы защиты предполагает дублирование каналов защиты,
исключающее возможность повреждения всей системы в результате одной
аварии Кроме того, важным требованием является независимость каналов
защиты. Эти требования рассматриваются в § 14.3.
Существуют и другие аварийные режимы, приводящие к тяжелым по-
следствиям даже в случае нормального срабатывания системы защиты. К
ним относятся разрыв полным сечением основного трубопровода на наиболее
опасном участке контура петлевого реактора, а также прекращение отвода
тепла во внешнем контуре. Первая из упомянутых аварийных ситуаций
может быть отнесена к категории гипотетических (благодаря крайне малой
вероятности разрыва трубопровода в системе низкого давления). Для пре
Дотвра щення второй аварийной ситуации должны быть предусмотрены ре-
зервные системы теплоотвода.
В.	НЕКОТОРЫЕ ПАРАМЕТРЫ, ХАРАКТЕРИЗУЮЩИЕ СОСТОЯНИЕ РЕАКТОРА
В АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ
Во всех аварийных режимах, рассмотренных выше, система ннцнты долж-
на предохранять от повреждения основное оборудование АЭС. В связи с
этим необходимо определит!» максимально допустимые значения основных
378	Глава 14. Контролируемые г		,ереходные процессы		
Таблица 14.3. в качестве критериев опасности аварии уч							h принятые еактора Рртр}
		Критерии опасности авария (предельно допустимые значения параметров)			
Уровень опасно- сти аварии	Категория авария*	Дол я • * расплав- ленного топлива	Темпера- тура обо- лочки твэла, °C	Относи- тельная деформа- ция обо- лочки, %	Состояние системы тепло, отвода* ••
Повреждений нет	Эксплуа гацнонный режим Проектная авария	0	650	0.2	Нормальное состояние
Нарушение экс-		0	810	0.3	Есть ПОВре4(де.
пл уата иконного режима Малая степень пов- реждения	Маловероятная авария	0,1	870	0,7	НИЯ Оборудо» вания Необходимо включение резервного 1 ®°РУДовання
Большая степень повреждения	Чрезвычайно мало- вероятная ава- рия	0,5	980		Полная потеря работоспособ- ности систе- мы
♦ Классификация, соответствующая Стандартам отделения разработки .* k ik гмя рев кто
ров (RDT).
Относительный радиус сечения расплавленного объема и ж и бол ti	• ?икого гама
в средней плоскости активной зоны.
••• Классификация, соответствующая Нормам американского общества и» |\< я меха мико*
[1]. После пересмотра нормативных документов, прояедемного в 1980 г ха и состоя ж ия са-
стены обозначаются соответственно А. В, С, D.
параметров, характеризующих состояние активной зоны п оборудования теп-
лоотводящих систем.
Достижение предельных значений параметров связано с i р< ходом обо-
рудования в аварийный режим, который принято характеризовать, во-пер-
вых, вероятностью возникновения, а во-вторых, возможными п следствиями.
В практике разработки быстрых реакторов используется концепция, свя-
зывающая эти две характеристики аварийных режимов (с.м рис. 13.3), од-
нако существуют различные варианты разделения аварий на категории по
уровню возможных последствий. Данные, приведенные в табл 14.3, показы-
вают связь между общей концепцией, иллюстрация которой дана на рис. 13.3,
используемыми при исследовании безопасности реакторов БН-
та л. 4.3 приведены предельные значения параметров, характеризующие
п^3рртр1епаВаРМИ’ котоРЬ1е рассматривались при проектировании реакто-
мягшп пЛг.^г.ПЕ°еКТе пРннималось, пто в случае, если относительная дефор-
лее 50 % тгппЛГЬЛ0В г,Ревышает 0.7 % или происходит расплавление бо-
ная рочмпжппс (Л центРальнон плоскости активной зоны, возникает реаль-
ная возможность разрушения оболочки.
Предельно допустимые значения параметров активной зоны
теризующи^остоян!^	Допустимых значений параметров, харах-
рассматриватьсяобо том™ T0D аКТИВН0Й Эоны’ в первую очередь должны
от	" погладающпх элементо»
Предельно допустимые значение ааВис»т развитие аварийного процесса,
реальных экспериментальных таЯ. паРаметР0В Устанавливаются на основе
данных по поведению материала оболочки в
14.2. Система аварийной защиты АЭС
379
стационарных 11 переходных режимах. Например, экспериментальные ис-
следования характеристик работоспособности оболочек твэлов реактора
FF1F позволили выработать критерии опасности аварии, представленные в
табл. 1-1.3. Следует заметить, что длительные испытания могут выявить но-
вые критерии, более соответствующие требованиям для перспективных ре-
акторов. Вероятно, с помощью правила линейных составляющих времени
жизни, упомянутого в §8.3, можно более определенно классифицировать
степень опасности аварий, однако применение этого правила к оценке пара-
метров переходных процессов приводит к значительным погрешностям.
Плавление топлива. В качестве одного из важнейших параметров, харак-
теризующих работоспособность твэла, при проектировании реактора FFTF
рассматривал;» ь допустимая степень расплавления топлива 12]. 1 (редельиое
значение этого параметра для различных аварии определялось на основе дан-
ных экспериментальных исследовании твэлов со смешанным оксидным топ-
ливом. а также результатов расчетного анализа взаимодействия топлива с
оболочкой в режимах резкого увеличения тепловой мощности. Позднее в
качестве критерия опасности аварии вместо плавления топлива стали ис-
пользовать комплексное повреждение твэлов (см. § 8.3).
Температура оболочки твэла. Критерий опасности аварии, основанный па
опенке плав пня топлива, может применяться только при достаточно бы-
стром увел чепип мощности, когда температура оболочки повышается не-
значительно Е' ли происходит медленное увеличение мощности или умень-
шение расхода теплоносителя через реактор вследствие отключения насосов,
основным параметром, характеризующим целостность твэла, будет температу-
ра оболочки. Разрушение оболочки начинается, когда напряжения в ма-
териале превышают предел прочности, определяемый в зависимости от тем-
пературы. Для нормальных н переходных эксплуатационных режимов ре-
актора характерны меиыпне значения деформации, соответствующие более
низким температурам.
Значения т< мператур, используемые в качестве критериев аварий, долж-
ны определяться для конкретных условий эксплуатации данного реактора.
Значение температуры, предельно допустимое для твэлов одного реактора,
может быть завышенным применительно к другому реактору даже при ис-
пользовании одного материала оболочки. Это объясняется различными усло-
виями эксплуатации, проектным ресурсом работы, параметрами стационар-
ных и переходных режимов.
Деформация оболочки. В качестве критерия, не зависящего от предшест-
вующих режимов работы реактора, в проекте FFTF принято максимально
допустимое значение деформации оболочек твэла и нэла.
Установлено, что при достижении относительной деформации ободочки
0,7 % происходит разгерметизация твэла. Этот критерий был получен путем
экстраполяции немногочисленных данных экспериментальных исследований
оболочек из нержавеющей стали (31. В режиме нормальной эксплуатации до-
пускается относительная деформация оболочки, равная 0,2%, а при проект-
ных авариях н в переходных эксплуатационных режимах 0,3 %. Принято,
что в случае одной маловероятной аварии в конце ресурса работы твэла де-
формация оболочки может увеличиться дополнительно на 0,4 % f-ll
Надежность конструкции твэлов, разработанных для реактора FFTF,
была обоснована сравнением расчетного ресурса, предполагающего стацно
парные условия работы, сданными, полученными при облучении в реакторе
EBR-2 |5, 6] почти 600 прототипов твэлов с оболочкой из 20 %-ной холодно-
Деформированной нержавеющей стали 316, а также при испытаниях около
50 твэлов в переходных режимах на реакторе FREAl (71
380
Глава 14. Контролируемы
е переходные процессы
Предельно допустимые значения параметров
оборудования теплоотаодящих контуров
Система теплоотвода предназначена для охлаждения реактора во
режимах работы без нарушения требований безопасности. Псобходи^у
условиями для нормального функционирования теплоотводящих Конту?"’
являются хорошие прочностные характеристики конструкционных Матегц
лов и условия эксплуатации, которые должны исключать во смежность д
нпкновення опасных аварий.
Все элементы оборудования, работающие под давлением, проектируй
и испытываются в соответствии со специальными нормативными доху^ Я
тами 11 ], которые требуют, чтобы оборудование сохраняло работоспособ»
при обычных и аварийных нагрузках (увеличение внутреннего давле(
сейсмические воздействия, максимальная проектная авария). " 'Ня'
В табл. 14.3 различные нарушения работоспособности теплоотвотящ
систем приведены в соответствии с категориями аварий.
В свою очередь, каждое состояние оборудования харакл шгегся опп^
деленными значениями механических напряжений и дефо м пи элементов
14.3.	ВОПРОСЫ НАДЕЖНОСТИ
В предыдущем параграфе рассматривались функциона требования
к системе аварийной защиты реактора. Ниже приводятся общ соображения
по надежности защитных систем. Кроме того, обсуждаются р и.мы останов-
ки реактора и аварийного расхолаживания активной зоны.
А. ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ
Основными характеристиками надежности системы аварийной защиты
АЭС являются следующие:
1)	работоспособность;
2)	наличие резерва;
3)	разнообразие систем защиты;
4)	независимость систем защиты;
5)	исключение возможности ложных срабатываний
Работоспособность
шиты выполнять своифгнгшш Л|КВ'К Ги1 ' пособ||ость системы аварийной за-
означает, что снстема и«й оВ,с'ю™''тс’в™ с требованиям,, проекта. Это
жнтельной реактивности лбш™ аЩ,1ТЬ! ДОЛЖ,1В компенсировать ввод паю-
М.1) Достаточно	1,Л"	Пр1‘Ч",‘°Й ,СМ Т3&1-
Обычно система компенся.г.,., п!» Р
ся с расчетом на возможное неспабятм,1ТеЛЬНОМ Реакт,|ВН°сти проектирует-
рующеи сборки (критерий неспабтп IR'-Ba"l,C 1,а,,бадее эффективной регулн-
показывают исследования kSpSI стержня СУЗ - см. § 6 9). Как
мых случаев, представленных в таблЦ1'|4Р|еаКТ"ВН0СТП всех предполагав-
। _ промышленном реактоое бапкиг/.л ’.,Л’...’_Я^'1ЯеТся Реально осуществимой.
СУЗ в активную 3ohV-—
сборки обычно	БОЛЬШОЙ .МОЩНОСТИ,	Р^'ЬИО ОСМщх
-	авляет несколько дол1аппцреаКТИвность регулирующей
емлемым для	ОКОло j с (см табл а -Л время введения стержня
Деяне стержней?,^Что Яв™‘™ вполне при-
|А'“иа“аР"ннойзащ„1и	”, с"™ы авЧ»<йно>, защити. Вас-
актив">ю ЗОН) быстрого реактора обы<-
143. Вопросы надежности
381
]Ю ОСуЩССТВЛЯеТСЯ с ПОМОЩЬЮ пр ужи ИНОГО пр и пода, КОТОрЫИ необходим
скорее как резервное устройство системы безопасности, а нс приспособление
для ускорения ввода стержней, Можно считать, что системы аварийной *а-
шиты, применяемые в тепловых реакторах, могут в основном использовать
ся для реакторов БН.
Резервирование
Для обеспечения надежной защиты АЭС необходимо предусматривать
резервирование защитных систем, причем Э(|х)х?ктивцость резервных п основ-
ных систем должна быть на одном уровне. В гл. 6 приведен пример исполь-
зования двух систем аварийной остановки реактора.
Разнообразие принципов действия элементов защитных систем
Использование шщитных систем, построенных ио различным принципам,
имеет большое значение, гак как уменьшает вероятность отказа всех систем
по одной причине. Для увеличения надежности аварийной защиты в отдель-
ных системах пел стообраз ни использовать различные элементы но всему
тракту прохождения аварийного сигнала: отдатчика до исполнительного ме-
ханизм.!. Ниже будут приведены описания некоторых систем защиты, по-
строенных с соблюдением этого требования.
Независимость систем защиты
Н< ювнснмость систем защиты подразумевает отсутствие влияния отка-
зов одной системы на нормальное функционирование других. Ранее уже при-
водились примеры систем, в которых частично используется принцип неза-
висимости, однако разработка полностью независимых систем требует боль-
ших усилии со стороны исследователей и проектировщиков.
Исключение ложных срабатываний
Очевидно, можно создать систему аварийной защиты АЭС, которая при
соответствующей степени резервирования, разнообразия и независимости
элементов будет обладать достаточно высокой надежностью, т. е. включать-
ся в работу при появлении сигнала аварии. Однако не менее важной задачей
является исключение возможности ложных срабатываний системы защиты.
Иллюстрация надежности системы аварийной защиты реактора
На рис. 14.1 представлена логическая схема прохождения аварийного
сигнала в системе защиты реактора FF1 Т, иллюстрирующая сх-новные ха-
рактеристики надежности, рассмотренные выше. Благодаря наличию двух
систем аварийной остановки реактора (основной и дополнительной) обеспе-
чивается резервирование и независимость элементов. Другие особенности
системы .можно понять при более подробном рассмотрении.
Черной стрелкой в левой части схемы показано нормальное прохождение
сигнала, обеспечивающего срабатывание защиты.
Цифры в кружках обозначают узлы схемы, в которых возможна потеря
сигнала; в этих узлах должны быть предусмотрены специальные меры для
сведения к минимуму всроя гностн отказов. Так, первый аварийный сигнал в
точке 1 (например, превышение допустимою значения нейтронного потока)
Глаза 14. Контролируемые переходные процессы
--------- ч „япям₽Тпов ОТ номинальных значсний,
ТКтребуюшее срабатывания аварийной зашиты
Отклонение от номинала
первой группы контроли*
русмых параметров
Отклонение от коми
нала с ледуюш ей груп
пы контролируемых
параметров
Несрабатывание
двух или более
датчиков
Сигнал
эаниям
Система защиты
выдает сигнал на
остановку реактора
Г рабатывание
дополнительной
системы зашиты
формируется по пока-
2 датчиков из 3
во всех аварийных
Почти
режимах сигнал в систему
зашиты подастся от нес* *
’ кольких датчиков различных
параметров
Изменение параметров
не обнаружено, или отсутст-
вуют резервные устройства,
мботаюшие по иному принципу
Сигнал на оста-
новку реактора
не выдается
Имеются дь* резер-
вные логические це-
почки
Опускание основных
стержней аварийной
зашиты
Несрабатывание
основных
размыкателей
Надежность срабаты-
вания гарантируется
двумя размыкателями,
установленными пос-
ледовлтольио в пели
Основные стержни I
аварийной защиты
вошли в активную эону
* •
Некоторые из с тер жн off
или все не достигли
активной зоны
Конструкция стержней
^гарантирует их попа-
дание в активную
зону при опускания
Отказ основной
системы зашиты
Остановка реактора ^альнеишее пове-
основной системой ден|,е реактора
дсяие реактора
Отказ дополнит» ль-
иой системы зашиты
зашиты
Гашение иепной
реакции деления
зависит от того,
какое количество
отрицательной
реактивности
необходимо для
ОСТАНОВКИ р^ОК*-
Торд
Авария
происходит
в случае
отказа
обеих
систем
14.1. Схема прохождения сигнала аварийной защиты реактора FFTF
14.3. Вопросы надежности
383
Та 6.1 инн 14.4. Перечень аварийных сигналов, приводящих к остановке рсакгорл
(на примере системы защиты реактора FFTF)
Осноинпя свс гем л защиты
Долилпигсльвпя система защиты
1.	Повышение нейтронного потока и энер-
гетическом диапазоне
2.	Снижение нейтронного потока в энерге-
тическом диапазоне
3.	Повышение потока нейтронов в пуско-
вом режиме
4.	Уменьшение потока за счет запаздыва-
ющих ненгропоо
5.	Увеличение потока за счет запаздываю-
щих нейтронов
6.	Изменение отношения квадрата нейт-
ронного потока к давлению и контуре
7.	Il iMcin iiHc температуры натрия первого
КОНТург; НЯ ВЫХОДС ИЗ Лро.МеЖуТОЧНЫХ
теплообменников
8.	Илмсшние уровня натрия в бакс реак-
тора
9.	Изменение отношения нейтронного по-
тока к расходе теплоносителя в экспе-
риментальной петле
10.	11 мен нн« температуры натрия первого
контур.! на выходе из промежуточного
теплообмен нкка экспериментальной пет-
ли
11.	Измен ине параметров, иняцинронанпос
экспериментом
I.	Изменение отношения нейтронного
потока к расходу теплоносителя че-
рез реактор
2.	Унсянченпе потока за счет запазды
1М1ЮЩНХ нейтронов
3.	Уменьшение потока за счет запазды
накипих нейтронов
4.	Уменьшение расхода теплоносителя в
первом контуре
5,	Увеличение расхода теплоносителя в
нервом контуре
б.	Уменьшение расхода теплоносителя
но втором контуре
7.	Отключение внешних источников
электроснабжения
8.	Изменение температуры натрия в
выходной смесительной камере
9.	Изменение температуры на выходе
из экспериментальной петли
)0. И iMviiciiirc параметров, пннцннро-
ванное экспериментом
4-
II. Изменение отношения нейтринного
потока к расходу теплоносителя н
экспсримен галиной петле
12. Уш’личсмнс расхода теплоносителя в
экспериментальной петле
формируется по показаниям двух датчиков из трех, а затем поступает в точ-
ку 2. В случае отказа датчиков нейтронного потока формируется второй
аварийный сигнал (например, повышенное значение температуры). Срабаты
ванне двух датчиков из трех в этой позиции (точка la) приводит к тому, что
сигнал все таки поступает в точку 2 (перечень аварийных сигналов, приво
Дящих к остановке реактора, см. в табл. I4.4). Принцип резервирования со
блюдается также на всех последующих этапах прохождения сигнала. Конт
роль за состоянием реактора ведется по нескольким параметрам» хотя их
отклонение от нормальных значений может происходить нс одновременно.
Очевидно, чтобы остановить развитие практически любого аварийного
процесса, достаточно части много срабатывания основной системы защиты
Полный отказ системы защиты реактора может произойти только в случае
абсолютной потери работоспособности основной и дополнительной систем
Как видно из рис I 1.1, дополнительная система полностью повторяет
основную (однако параметры на входе систем различны), и яероят
ность полного отказа системы защиты реактора рассчитывается как
произведение вероятностей отказа двух независимых систем. Для обес-
печения независимости систем защиты прежде всего необходимо на-
дежно разграничить оборудование и линии электропитания основной
н вспомогательной систем.
Исключение вероятности ложного срабатывания t нс гемы аварийной зз-
Щиты в данном случае обеспечивается за счет применения логической схемы
384	Глава М. Контролируемые переходные процессы
етй=ж®2?==.5
'° cJX 3™“«rpZ «“ “'«	"° "I’.“'"У ®Sct.
ВИЯ э™нгов и эта огобешихть схемы подробно рвесмвтрпиаетеи ,„1же
Б ПРИМЕРЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ Б СИСТЕМЕ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ЭЛЕМЕНТОВ,
РАБОТАЮЩИХ на основе различных принципов
Рассмотрим несколько конкретных систем защи н>и в । н щых используют-
ся разнообразные по принципу действия элементы, 1 ।	jri вероят-
ность одновременного отказа нескольких элементов по одной причин
В табл. 14.4 перечислены аварийные сигналы, поступают в основную
и дополнительную системы защиты н вызывающи^ остащ ; реактора
Прежде всего следует отметить различное число сигналов, г i пщемых на две
системы, л, что особенно важно, качественное различие и1 юв. Данные
табл. J4.5 показывают, что элементы системы защиты реактора CRBRP
выбирались из условия максимального различия их принт j ш действия.
Как видно из приведенных примеров, принцип разнооб} чй элементов
широко используется в системе аварийной защиты, однакс щгй для всех
Таблица 14.5. Использование принципа конструкционного и ф н к ци ты л иного
разнообразия элементов в двух системах аварийной зашиты рсак н i CRBRP |<q
Элементы системы защиты,
их характеристики
Основная систем <
Доспал* «* тел мм я система
Конструкция регулирующих
стержней:
количество элементов в сбор-
ке
конструкция гильзы
числе регулирующих стерж-
ней
Конструкция узла соединения
Конструкция узла соединения
рейки с механизмом привода
Устройство расцепления механиз-
мов приводов и стержней па
время перегрузки ТВС
Длина хода механизма привода
Механизм освобождения аварий-
ных стержней
Механизм принудительного вне те-
ния стержней
Зависимость скорости движения
стержней от расхода теплоио-
ситсля в Г1(льзе СУЗ
Д’Тй«оУЧасТка пРинУЯнтельного
действия механизма
Амортизационное устройство
ПактораС,"'е СТСРЖНЯ ВНУТР” Рс’
фирм а-разработчик
37
Шест игра пип я
15
Жесткая муфта
Соединенно типа гайка
винт
Ручное
0.94 м
Электромагниты. осво-
бождающие гайки ме-
ханизма приводя
Пружина в механизме
привода
Обратно врипорцнональ-
иая
0.55 м
Гидравлический амор
тизатор	*
Полная длина хода
«Вестингауз»
19
Круглая
I
Гибко» ц л иго вис соедв*
нем не
Пнгвмлтнч1чкос устрой»
ство
Хвтоматичсасое
1.75 м
Пневматическое устрой-
ство, рлъединяюиее
рейку и регулирующей
стержень
Гидравлическое устрой-
ство в сборке регули-
рующего стержня
Прями пропорн11<Щ®Л1г
на я
Полная л null хоД®
Гидравлический
тнзатор с пружннов
6.4 м
«Джснерал электрик»
14.3. Вопросы надежности
305
реакторов является стержневая конструкция сборок поглощающих элемен-
тов, служащих для pci улнрованпя мощности активной юны. Недостатком
такой конструкции является то, что деформация направляющие гильз стерж-
ней аварийной защиты может воспрепятствовать введению поглощающего ма-
тер нал а в активную зону, когда необхо-
димо остановить реактор. В целях ис-
ключения вероятности такого рода ава-
рии ведутся поиски новых конструк-
торских решении.
Для реактора SNR-300 разработана
конструкция поглощающей сборки, со-
стоящей из звеньев с шарнирными соедн-
пепиямп, которая при аварии втягивает-
Рнс 14 2, Конструкция поглощающей
сборки. используемой в качестве резерв-
ной для реактора SNR 300
Я — ОСИОЯН«Я СКСГ* Ы> ЗАШИТЫ «осмсиное
СрабАГЫАанИ*); б -дополнительная систем*
зашиты (прикое срабатывание); ! яктньноя
зон* 2 —жесткая поглощающая сборка <лу-
яок сторжпей) кал лктиомоА зоной; уро-
вень натрия: 4 —лспюротияч пробил: 5 ме-
ханическая защелка; $ —магнит: 7 — лмортн-
энрующнй поршень; Л — расчлененная погло*
тающая сборка (состоящая in тр«к пучкок
стержкеЛ) „иже мктмшгоА тоны
Pre. I 1.3. Конструкция резервной поглоща-
ющей сборки с шариками из поглощающе-
го материала, гпяе шейным и в потоке тепло-
носителя:
/ — высота лктнинШ) эоцм; 2 — верхняя решетка;
J централиная труба <«биодного потока: < -
шарики hi по глотающего материала, удоржн-
। агмыс потоком теплоиосит'Мл: 5 шестигран-
ник; б — нижняя решетка: 7 — устройство. лоре-
ирыввющее поток теилоиленгеля (используйся
сноАстио материала и«менять мпгпитные xapiKf-
ристккн при ОирсдышнШЙ температуре - *точ-
к- Кюри*
ся в активную зону снизу с помощью пружины 191. На рис. 14.2 по-
казано устройство поглощающей сборки такого тина. Шарнирная конструк-
ция позволяет вводить сборку в активную зону при цовргждгиии направля-
ющей трубы.
В качестве другого варианта устройства аварийной остановки реактора
рассматривается кассета, заполненная шариками НЗ поглощающего материа-
ла, взвешенными в потоке натрия 1101. Как видно из рис. 14.3, в нормаль-
ном режиме работы реактора шарики, выполненные из поглощающемо маге-
13 Зак. 1202
386
Глава
14. Контролируемые переходные процессы
o.-tuiuichi зоной за счет гидравлического nnn„
риала, удерживаются ' Е(?Г]|1 происходит аварийное }меньшенцс J?’
To?aaiiZZ шарики под действием веса опускаются в активную зоц/^
зуекя „аГ|1||1.
ное устройство*, расположенное в ннжнеи части сборки п обеспечиваю^
остановку реактора в случае аваршшого повышения мощности активной з0.
ны. Для этого в поглощающую сборку помещают опреде п нное количество
делящегося материала, тепловыделение которого у велпчип.кгся одновремел.
но с повышением мощности реактора. Благодаря увели ie ню температуру
срабатывает магнитное устройство, закрывающее клапан в канале теплоно-
сителя. Остановка потока натрия вызовет быстрое опускание шариков-цо.
глотателей в активную зону.
Возможна установка устройства, перекрывающего поток натрия, ца Ву.
ходном участке сборки. 11римененне в реакторах поглощают. .< i борок (Пари-
кового типа связано с определенными проблемами Во-первых, в случае
аварийного разрушения активной зоны с шариковыми I плотителямя ее
разборка потребует дополнительных защитных мер. Во-вторых, существует
вероятность механического повреждения чехла сборки. чт< может привести
к выносу шариков потоком теплоносителя.
Разрабатывается вариант конструкции стержня аварн 1 ,,jimlTU рр-
актора, который объединяет достоинства упомянутых 1 лис устройств
III). В этом варианте используется шарнирная конструкт Ю|. тощающего
элемента, аналогичная предусмотренной для реактора SXR . О. Кроме того,
над активной зоной установлено магнитное устройство, котором говори-
лось выше. Падение поглотителя в активную зону происходит при отклю-
чении напряжения па обмотке удерживающего электромагнита или при
повышении температуры теплоносителя до точки Кюри
в. надежность системы аварийного расхолаживания реактора"
Одной из важнейших задач системы аварийной защиты реактора являет-
с”'™ПеЧС,'ИС °ТВОДа остаточиого тепловыделения. I 1осле прекращения цеп-
ня пкг ''Пии деления тепловая мощность реактора уменьшается, как показано
леи. VmiifcT041,I,KaM”	тепловыделения служат осколки »-
стать) и актижпы од?ЧеКие и ’.\р. радиоактивные материалы (натрий.
Рассмото мТп б0ЛЬШ,ш атом«ым номером, например маСт (см. § 16.5).
вания реакто а СР±'Jq’"CTllK" надежности системы аварийного расходами»
ХедХтп1ТтпК ₽Р’ схемат1,ческ>! изображенной на рис 14 5 Проект»
чае отказа ociioBuon^c^rJ516 системЬ!’ которые включаются в работу bc.iv
контура). Первая резеовнзяМ<ЫгтАар?-\НОГ° Расхо-1аж»ванця (пароводяного
вого'барабана с помопню " ТСМа предназначена для охлаждения паро-
осуществляет сбросZXXT™* ко“^^™ров. Вторая система М)
линии подачи паРра в турбину 38 счет ОТКРЫ^’Я сбросного клапана на
________ 'Р }• Д- я подпитки парогенераторов предусмотре»
СВОИ магнитные свойства при тостижеиии°опИ ЙЭ Т°М’ 470 некотоРые металлы теря»т
LaT“eJ’"P°_ftcTB0 M0*fT быть HcnoSSаиоП,Р^еЛТ.?Й "«пературы (< точки КюрН’Ь
явную зону	ввода поглотаю^
но Когда данная книга была поаготпич. ‘<-«перат}ры теплоносителя. .
пяч1?2СХ0Лажнаание и ССТественная HwnkviCHa К ПС4ати’ вышла монография <АааРй®*
КорлГЖГ9Тй7ЯХ>- А- К- Давала'и
адрп., 1981.	Д*. 1 уппи. Нью-Йорк: Хемисфер Паблишкнг
14.3. Вопросы надежности
387

на резервная емкость хи-
мически очищенной воды.
Подача воды осуществляет-
ся тремя резервными насо-
сами, из которых два при-
водятся во вращение элек-
тродвигателями. а третий
имеет турбопрнйод. В каче-
стве третьей резервной си-
стемы (а) используется кон-
тур перелива натрия из
реактора с те11 лoo6weiши-
ком «натрий воздух».
I |рнмененне воздушного
теплообменника наряду с
Рис. I 1.4. Остаточное тепл они деление продуктов де-
ления в реакторе ИНТ’ 112|. Штриховыми линиями
обозначен вероятный рапброс значений мощности
водяными системами расхолаживания реактора обеспечивает необходимое
разнообразие систем защиты.
Система аварийного расхолаживания реактора «Сунер-Феннкс» включает
В Себя теплообменники «натрий воздух», установленные на петлях второго
контура, а также четыре резервные системы аварийного расхолаживания.
Рис. 14 5. Системы аварийного расхолаживания реактора CRBRP
а — в — системы япариЛпого отпало тепло: / — к охлпжлпютей системе; 2 — -теплообменник систе-
мы иварнйниго расжпл.»жнаилня с помощью блка неррлипя теплоносителя; 3 ц.1трн’,йые ндеосм
системы перелива; 4 — бах перелива; 5 - реактор, 6 и л сое норного контуре; 7 — промежуточный
теплообменник; 8 пароперегреватель: Я — насос второго контура; Ю — испаритель (дна модуля);
М — вторая петля; 12 паровой блргбви; /3 — рециркуляционный насос; // пар па туронну;
/•5 — конденсаторы с воздушным охлаждением; М- рециркуляционный плгрекатель питател1»иЫ|
воды; /7 — подача питательной поды; I# - реяерппля под яти емкость; /ч аилрпАнмс литагг.-ц»-
ныс насосы; 20 —подача воды hi специальной липни; 21	электроднм ла тсли и турбины при пи .дее
Плсосов; 22 — третья петли
Каждая аз этих систем представляет собой независимый натриевый контур,
в который входят теплообменник «натрий натрий», установленный в баке
реактора, и теплообменник «натрий—воздух», соединенные трубопроводами.
Две аналогичные системы аварийного расхолаживания предусмотрены в
проекте реактора SXR-300.
388
г..„ .4. Кон.-л.РУ—'-
илЛ инокуляции теплоносителя
Режим естественной циркул ц
s |9 о оборудование основных теплоотводящих Ко
как указывалось в ь ’ ^мР)чтобы обеспечить режим естественной ц£*
ров располагается таким Р • расхолажнваиия реактора в случае ав₽а’
"асК0" "ерСХОЛ С
рнйного откл о10 । я Ц I	твЛЯСГСЯ после остановки реактора ти
ЖЙЗв натрия. В соотвстств..............................*
™™р пстшХ.и систем аварийного раехмажноания р акторов 5\р.эд
Н'ф .|<О режим естественной цпрку.ти.иш в натриевых контур,,
с юздХымн теолообмеиввками обеспечивает безопасный уровень теад.
ратур в активной зоне, не приводящий к ее повреждению. В этап связи важен
достаточно быстрый переход на режим естественной циркуляции в случае
отключения насосов. Результаты экспериментальных нс< а и j. жнмзд
остановки реакторов PFR и «Феникс», работающих на ч ж ia рузке.
н перехода на естественную циркуляцию геплоносп геля п»1 я с читать, что
переходный режим может быть успешно осуществлен и в с час работы рр.
актора на номинальный мощности. Опыт, пронсденнын на р•акторе FFTF
с отключением всех циркуляционных насосов (в том числе. в< тиляторов воз*
душных теплообменников), продемонстрировал достаточ эффективность
теплоотвода за счет естественной циркуляции теплоносш ля.
Г. КОЛИЧЕСТВЕННАЯ ОЦЕНКА НАДЕЖНОСТИ СИСТЕМЫ ЗАЩИТЫ
Как было сказано выше, надежность системы аварпйш *нты реактора
определяется рядом факторов. Для обеспечения безопасно.:™ \ЭС во всех
реально возможных аварийных ситуациях вероятность полного отказа си-
стемы защиты должна быть ниже допустимого значения
В качестве основы для количественной характеристики ад» жностн систе-
мы зашиты может быть использована вероятность несча тиых случаев в пов-
седневной жизни, принятая людьми за допустимую Но д.л । ым Старра, риск,
допускаемый для энергетических предприятий, составляет?1 10 1 несчастных
случаев со смертельным исходом, приходящихся в год на одного человека
'-С учетом этого Старр предложил принять допустимое значение риска
для АЭС, равное 10~\ что является социально приемлемым (14|.
Заметим, что предложенный Старром количественный показатель пред-
ставляет собой вероятность гибели людей вследствие аварин реактора Гре-
хем и Стробрндж показали, что если значение 10е принять в качестве ве-
л™^С“ТН отказов систем аварийной защиты, приходящихся в год на одна
но	1!СК’ связан1[Ы“ с ядерной энергетикой, будет значитель-
но меньше Но]. Предположим, что:
вмиг?-Д ТЛпР°ЯТН0СТЬ вы6Р°са значительного количества радиоактивных
вещест,пределы защитной оболочки при аварин реактора;
риХгтшшымЛ1<аев вслеД1ТВ“е о6.1>Че„„я выброшен»^
актор™ 10	‘ ~ ЕеРояп<ость гибели людей, вызванной аварией ре
aз^X^^^“l™r"“™^^н™aдeжнocn.cяere^
14.4, Распространение локальных повреждений твэлов
389
в год, равное 10~°, поскольку, как показано выше, это значение соответству-
ет консервативной концепции безопасности быстрых реакторов, составляю-
щей основу «Положения о допустимых переходных режимах, не приводящих
к срабатыванию аварийной зашиты», разработанного Комиссией по регули-
рованию ядерной деятельности США |161.
14.4. РАСПРОСТРАНЕНИЕ ЛОКАЛЬНЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ ТВЭЛОВ
Исследование вероятности распространения аварийного разрушения твэ-
лов внутри активной зоны является одной из важных проблем, на решение
которой разработчиками реакторов Г>11 в различных странах в течение мно-
гих лет затрачиваются большие усилия 1171. Основной целью исследований
является изучение влияния аварийного разрушения одного твэла па сосед-
ние элементы, т. е. возможного увеличения масштабов и опасности аварии.
На первой стадии распространение аварии происходит от поврежденного
твэла к соседним (рис. 14.6).
Возможны два варианта дальнейшего развития процесса: либо распростра-
нение аварии приостанавливается, либо аварийное разрушение постепен-
но охватывает все твэлы тепловыделяющей сборки. На следующем этапе
Рис. 14.6. Иллюстрация процесса распространения аварийных повреждений об<>лочеж
внутри актннпой эоны:
4 — распространение повреждении от одного таэлл к соседним а пределах талломдделахяцсЛ сбор*
ни; /5	ряспространеине повреждений между теилонылелмкнинмп сборками
повреждения распространяются от одной ТВС к другим, расположенным в
соседних ячейках. Если развитие процесса будет достаточно быстрым, систе-
ма аварийной защиты не сможет воспрепятствовать разрушению активной
зоны. В связи с этим проводились исследования вероятности распространения
аварии внутри активной зоны, а также способов обнаружения аварии (на-
пример, с помощью индивидуального контроля параметров ТВ< ). Опыт по-
казывает, что вероятность распространения аварин в активной и>не совре-
менного быстрого реактора (с загрузкой твэлов, ктпотнениых таблетками
Уран-плутониевого оксидного топлива и с оболочкой из нержавеющей .гали)
чрезвычайно мала. Рассмотрим этот вопрос подробнее
390
Глава 14. Контролируемые переходные процессы
распространение повреждений твэлов в пределах твс
Возможные исходные события
Рзсппостпэнение аварийного повреждения одного твэла на соседние
может п," и о т по трем ровным причинам. Одной из причин является вь,.
ход газообразных продуктов деления из твэлов через неплотности. вызван.
XSKhwi-m изготовлением. В качестве другой возможной цр11Ч||!1Ы
рассматривается забивание проходного сечения ТВСприводящее к повыше,
нию температуры и закипанию теплоносителя. Наконец, местные исра8(10.
мерности обогащения топлива в твэлах могут привести к расплавлению
топлива и его выходу в межтвэльное пространство. Кроме перечисленных
основных факторов, распространение аварии хн^кд\ твэла' может быть
вызвано ухудшенными условиями теплосъсма в ТВС, а таг ж стучаГшымп
разрушениями тепловыделяющих стержней
Способы обнаружения повреждении твэлов
Перед тем как перейти к подробному рассмотрению явлш  способствую-
щих распространению аварий внутри активной зоны, цел бр.нно оце-
нить возможность обнаружения повреждений твэлов
Существует несколько методов контроля состояния твэло Во-первых,
контроль может осуществляться путем измерения температур гатрия на вы-
ходе нз ТВС. Однако заметное изменение температуры, свя < иное < наруше-
нием поля скоростей натрия в ТВС, происходит только при р рметнзашш
значительного числа твэлов. Второй метод контроля основан з регистрации
импульсов запаздывающих нейтронов, испускаемых осколь.’Ш деления, по-
падающими в натрий из твэлов через неплотности в оболочке В качестве
третьего метода может использоваться контроль выхода ирод* ктов деления
из твэлов. Для определения аварийной ТВС или твэла газо бр. тыс продук-
ты деления могут «маркироваться» с помощью добавок смел Л нуклидов фик-
сированного состава. Однако все перечисленные способы не дают возмож-
ности достаточно быстрого обнаружения разрушения одного твэла В связи
с этим большое значение имеет предотвращение распространения повреж-
дении твэлов внутри ТВС и в активной зоне.
Выход газообразных продуктов деления
ппЛ сл-чае ^-хода из твэла газообразных продуктов деления возникает
тнчпя^ТЬпПпереГ^еВа °®адочкн за счет вытеснения натрия из канала между
котовой ппонгул’| КЭК В1,ЛН0 И3 Р11С' 14'7, х'1я Д0СТ|,*е»'ня температуры, при
даже в стсчяр Д,1Т •?аз!)-'ше|1ие оболочки твэла, необходимо не менее 150 ыс
Хня) Йчрнир гяаТИЧеСК0Г° нагРева11"« О е. при полном отсутствии
п Р ‘ е газового п\зыря. попавшего в простоанство межд\ тв>
1“‘мс ЕтиХомТ. Р“РЫ1Ю обато,к" 'фоизойд,! примерно черв
ких часов ИЛИ суток) замётах ная Га3а 1,3 ТВЭлЯ {в течеиие несК0Л*
нет. Таким образом веппяти^ Р>и,еШ|И потока теплоносителя нс возник-
TBi10B “ счет ВЫТК,1С'"”
приводит к разр\теи|1юДоба,<^11ТЬ’ ЧТОСТРУЯ таза. выброшенного пт теми-
«УДИ	виходяншй »3 него г«
кает условий для дальнейшею S >Т”МИ Двумя TDMaM»> т е не в03И“‘
распространения аварии.
1*1.4. Распространение локальных повреждений твэлов
391
Рис. 14.7. Разогрев обо-
лочки твэла реактора
БН при полном отсутст-
вии теплосъема (макси-
мальная линейная теп-
ловая нагрузка состав-
ляет 52 к Вт/м) |17|:
/ температура на выходе
нл лктншюЛ зоны; 2 — тем-
ператур л >i средн oil iiJkocxo-
стн активной эоны; 3 тем-
ператур i яп входе п Актив-
ную лону: / температу-
ра. при которой происходит
разрушение оболочки тяэлн
1300
Ъ 1600
t* 1<гОО
^*1200
£ 5 юоо
5 §
000
* 600
i wo
Q. О 0.20.40,60,01,01,21,41,6
бремя, с
Выход газообразных продуктов деления может привести к значительным
механическим нагрузкам па соседние твэлы, однако скорость потока газа,
как правило, мала, и опасность такого воздействия можно не учитывать.
Частичное перекрытие проходного сечения ТВС
Перекрытие проходного сечения ТВС может произойти за счет твердых
прнмесг 11 в нагрнн. В целях исключения попадания в ТВС твердых частиц
перед входом в активную зону натрин пропускается через механические
фильтры. Если при разгерметизации твэлов частицы топлива попадут в теп-
,поноси о ль, система контроля герметичности оболочек быстро отреагирует на
повышение-содержания в газе продуктов деления. Другой причиной частич-
ного закупоривания проходного сечения ТВС может быть увеличение объе-
ма твэлов »а счет распухания конструкционных материалов (см. §8.3),
которое, однако, происходит довольно медленно.
Перекрытие около половины свободного сечения ТВС приводит к сниже-
нию расхода теплошх-цзеля лишь на 5 %. Следовательно, только при значи-
тельном закупоривании сечения температура твэлов может достигнуть опас-
ных значений. Кроме того, если образовавшаяся пробка состоит из отдель-
ных частиц, возможен проток теплоносителя через поры.
Выход расплавленного топлива
В процессе изготовления твэлов необходим тщательный контроль равно-
мерности обогащения топлива по объему, чтобы исключить возможность ме-
стных перегревов топливного сердечника до температуры плавления.
Основную опасность, связанную с выходом из твэлов расплавленного
топлива, представляет его тепловое взаимодействие с натрием. Как будет
показано в § 16.3, оксидное топливо взаимодействует с натрием менее ин-
тенсивно, чем другие виды топлива.
Таким образом, на основании сказанного можно сделать вывод, что ве-
роятность распространения аварийных повреждений между твэлами чрез-
вычайно мала. Кроме того, если распространение повреждений все таки нач-
нется, скорость этого процесса невелика, что дает возможно*, и. своевремси
ною его обнаружения.
392
г™.. Н.	переходив провес.______
Б. влияние поврежденной твс н* соседние сборки
Причины распространения повреждений внутри активной зоны
распмстра««те аварийного повреждения ТВС внутри активной зоиы
^пХ^ТневЙ“Ж^^™™^ос1раис'|''я ав“Р"" «жду
™ эТипое перекрытие сечения для прохода теплоносител я в ТВС;
3) взаимодействие расплавленного топлива < тсплгнкх и к .км, сопровож-
дающееся ростом давления;
4) увеличение реактивности, вызванное расплавленнем Ilk,.
Полное прекращение циркуляции теплоносителя ч э ГВС
Проблема предотвращения перекрытия сечения ТВС, а также способы
контроля расхода теплоносителя в сборках должны рассм приняться на ста*
дни проектирования реактора. Испатьзоваш1еспециальных :о ‘С ректорских
решений (например, устройство нескольких входных отверг пи), а также
результаты экспериментального обоснования конструкции i ВС (например,
продувки на газовых стендах) позволяют считать, что бысгг -е перекрытие
ТВС по всему сечению маловероятно. Очевидно, образов анис пробки в се-
чении ТВС будет происходить достаточно медленно, что гк шолнт системе
контроля обнаружить отклонение значений параметров от номинальных
Согласно проведенным оценкам для того, чтобы на выходном участке ТВС
реактора БН началось кипение натрия, необходимо перекрыть окало 90 %
входного сечения. Исследования 118] показывают, что пробки внутри ТВС
образуются лишь в результате значительного разрушения топ ж, которое,
как указывалось выше, может быть обнаружено на ранней стадии с помощью
датчиков продуктов деления (твердых или газообразных) н запаздывающих
нейтронов. Для обнаружения быстрого распространения аварийных повреж-
дении наиболее эффективным средством являются акцепте кие датчики, од-
нако, как показывают исследования, скорости процессов распространения
аварии в активной зоне умеренные, поэтому необходимости в применении
акустических методов контроля нет.
Рост давления
М К3 опасных последствий, связанных с взаимодействием расплав*
значите™»™?'^11 натр|1я’ является резкий рост давления, приводящий к
может нпп'Т1п1т^0РМЗШ,И констРУКЦ|10||ных элементов активной зоны, что
ттш	,,ОрМаЛЬН>’ю Работу органов СУЗ. Однако взрыв паров на-
деляет две Х\Т^„П0СК0ЛЬК- ^раз>’!0Ш,,,'ся ПР” взаимодействии пар раз-
росту давления Чк-nJ та8им ^Р33™. препятствует нагреванию натрия и
натрием п'оказатн Отс\тстМеНТаЛЬНЫе исследован,1Я взанмодеГктвня СО, с
етс	-торсе яWя-
Рост реактивности
будет достаточным* увадТч^ше4 ЛЛЯ расплавления всех ТВс активной зоны
плавлением и у ллотненнем tL рсактив,!ОСТ»'« вызываемое аварийным рас-
* а шести или семи сборок (при условии
14.5. Переходные процессы б объеме активной зоны
393
отказа системы аварийной защиты реактора). Однако опыт реакторных ис-
следований показывает, что топливо после расплавления рассеивается, а не
уплотняется. При этом создается отрицательный эфе|юкт реактивности. Хотя
рассеивание натрия и стали в активной зоне сопровождается ростом реактив-
ности, отрицательный эффект реактивности топлива доминирует, поэтому
результирующим эффектом будет уменьшение реактивности.
Следует отметить, что распространение повреждений в направлении оси
ТВС происходит более интенсивно, чем в радиальном направлении.
14.5. ПЕРЕХОДНЫЕ ПРОЦЕССЫ В ОБЪЕМЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
При значительном уменьшении расхода те и л он ос и геля через активную
зону или увеличении реактивности происходит изменение параметров всех
ТВС. В § 14.2 говорилось о возможных исходных событиях, приводящих к
распространению аварийного процесса на всю активную зону.
I!а стадии проектирования реактора обязательным является анализ
безопасности A.-XJ в условиях аварийных режимов активной зоны при нор-
мальном срабатывании сне гемы аварийной защиты.
Ниже p.KVMaip валюте я три варианта переходных режимов активной
зоны (один — при введении положительной реактивности, н два — при
ухудшении условий теплоотвода в реакторе). Приводятся результаты рас-
четов, позжляюипи судить об основных особенностях аварийных процессов.
А аварийные режимы, вызванные введением реактивности
В качестве примера рассмотрен! аварийный режим реактора, за исходное
событие которого принят ввод реактивности со скоростью 3,4 цент е на но-
минальном уровне мощности 1191. Такая скорость ввода реактивности соот-
ветств^ст нормальному режиму извлечения регулирукяцеi о стержня
Рис. 14 8. Изменение максимальной темпе
ратуры оболочки твэла в контролируемом
аварийном режиме реактора rPTI* (анол
реактивности со скоростью 3.4 пейт е на
номинальной мощности; начальна» темпера-
тура натрия на входе п активную зону
422 °C):
—	изменение температуры при ост а попке
К-кгирл осiicmnoft сисп моП защиты. - -	и»-
мененне темгггратуры при остяноакс реактора до-
полнитгльцой системой защиты
(0,25 м мил), в расчете предполагалось, что извлечение стержня продал/кает-
ся до момента срабатывания аварийной защиты. Температура полон рас-
считывалась с учетом факторов перегрева. Использовалась расчетная про-
грамма MELT-IJI 1201.
На рис. 14 8 показано изменение максимальной температуры оболочки
твэлов в случае срабатывания основной и дополнительной систем аварийной
защиты реактора. Видно, что в обоих случаях температура оболочки твэла
не превышает предельного значения (870 С), указанного в табл II к Та-
ким образом, даже в случае отказа основной системы защиты обеспечи-
вается достаточный запас по температуре оболочки твэла*.
• В качестве параметра, определяющего состояние твэла, часто б<-ре|ся значе-
ине напряжений в оболочке. В рассматриваемом случае напряжения в оболочке тм-
лов значительно ниже допустимых, указанных в табл. 14 3 для проектных и малове-
роятных аварий.
394
Глава 14. Контролируем^ переходнь.е процесса,
- Lie РЕЖИМЫ ОБУСЛОВЛЕННЫЕ УХУДШЕНИЕМ ТЕПЛООТВОДА
в. АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ, ОБУ
а ..ипиуляиии теплоносителя в первом контуре
Аварийная остановка циркуляции	уре
в—"р"х=
резервны!	„а номинальной МОЩНОСТИ. Расчет провод,,.,.
реакторе ЕЕТГ. раСота ц	факторов перегрева твэлов 11ред„Ма.
„атр„ивд
К°Н(^новные\ет^ль'ты1,1расчета,1представлеп|"| "а |ЯК' 14 Я' ||°кам»°
„змие те средне, по активной зоне температуры внутренне,, поверх,те„,
Хточ тема, а также макс,,мальвой температуры оболочки в „а,,6м«
Рис. 14.9. Результаты расчета авд.
рнйного режима реактора FFTF'
с полным отключением хтектроон-
тания:
/-температура при когорай «oiito«.
ны яслилчмтсльпы- лоареждаямч обо-
лочек твэлов. 3 темп^рлтура вмутм.
ней поверхнечгтя оболочки щэдв мавбо-
лсе пкпряжгнноЛ гн Дм<; j — тгмаер*.
тура внутренней i игрхнпсти обожчхк
твэла усраднемцсй гиДкм: 4 — Исхя.
ноете, релктор*. г» жад тепловое»,
теля. Как пока «адм 1>**>ультвтм экса*,
рнментальных мег. г»**яяА 1аварН-
ное отключение элактр- «итанкя и ост*-
иовка реактора, работают* го ла еюкв<
налккой я ош поет*, с Передо доя я* ре-
жим естсстхшкх циркуляции тсало-
носителя) маж< нмвлммп температура
оболочек Тн»ЛПВ 1g ГГПДЫ1О И И Ж» МО*
предстапленные и« грОпкг обусломевы
в расчетах Таким .-бр лом. репльшм
Время, с.
финального значения. Большие значения температур,
факторами перегрева оболочек, которые учитывались
экспериментов подтвердили наличие запасов по температуре оболочек т»элоп в л эмбных pouitti
теплонапряженном канале. Поскольку выбег циркуляционных насосов за
счет инерции вращающихся масс обеспечивает медленный спад расхода теп-
лоносителя по сравнению с уменьшением мощности при срабатывании ава-
рийной защиты реактора, в начале аварийного режима наблюдается резкое
падение температуры оболочки твэлов. Через 50 с после начала процесса
относительное значение мощности реактора начинает превышать относитель-
ный расход теплоносителя в первом контуре, и температура оболочки твэла
становится больше номинального значения. Рост температуры продолжается
до того момента, когда устанавливается режим естественной циркуляции
теплоносителя способствующий более эффективном^ расхолаживанию ак-
тивнои зоны. Несмотря на экстремальные условия аварийного процесса.
J?1 ”^г'1ая температура оболочки в наиболее теплонапряженной ТВС
лишь приближается к допустимому значению (870 °C) За счет уточнения
женТеще наК80РСВ[2?|)етРеВа мДКС1!Мальная температура оболочки была спи-
Прекращение циркуляции теплоносителя в пароводяном контуре
наем теплоотвода"^ксмотртЛеж,1”""10™ проца:са' связанного с ухудшР
теля в третьем контуре р?актар7CRBrXiT"""	1cM°S
* Р	Причиной аварии может бьпь
14.6. Другие аварийные режимы
395
разрыв парового трубопровода, соединяющего испаритель и пароперегрева-
тель. При этом расход пара в перегревателе данной петли прекращается, и
система аварийной защиты останавливает реактор. I (оскольку теплоотвод
отсутствует, температура всей тенлопередающей поверхности перегревателя
становится равной входной температуре натрия. В начале аварийного про-
цесса происходит понижение температуры натрия на выходе нз испарите-
ля, вызванное увеличением расхода воды и снижением давления в паро-
вом барабане до атмосферного. Когда вода в парогенераторе полностью ис-
парится, температура натрия в испарителе станет равной температуре ма
входе в перегреватель. Затем горячая волна двинется по трубопроводам и
оборудованию второго контура, достигнет промежуточного теплообменника
и перейдет в первый контур. Позднее, при срабатывании аварийной защиты
температура оборудования и трубопроводов петли будет понижаться.
14 6. ДРУГИЕ АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ
Кроме нарушения соответствия между мощностью реактора и расходом
теплоносителя могут быть другие причины, приводящие к возникновению
аварийных режимов. К таким режимам относятся течи воды в натрий в па-
рогене)' лорах, протечки натрия из контуров, аварии в системах перегрузки
и хранения тепловыделяющих сборок, а также опасные внешние воздейст-
вия на АЭС (В результате стихийных бедствий или человеческой деятельно-
сти) Ниже коротко анализируются эти аварии 1231.
А АВАРИИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ
Основной проблемой, связанной с парогенераторами реакторов 1>Н. явля-
ется возможность протечек воды в натриевый контур.
При проектировании парогенератора необходимо учитывать вероятность
значительного повреждения трубок, приводящего к попаданию в натрий
большого количества воды. Причиной такой аварии может быть появление
малой течи в одной из трубок, которая не приводит к заметному изменению
контролируемых параметров, в результате чего соседние трубки подвер-
гаются разрушению, и количество вытекающей воды резко возрастает Та-
ким образом, главная задача разработчиков парогенераторов состоит в том,
чтобы обеспечить надежное разделение натрия и воды.
Проектирование парогенераторов для реакторов 1И1 ведется в соответст-
вии со стрел ими требованиями нормативных документов, обязывающих про-
водить контроль качества всех сварных соединений теплопередающнх тру-
бок.
Система аварийной защиты парогенератора должна исключи гь серьезные
повреждения элементов конструкции при появлении большой течи воды в
натрий. Если в контуре установлено два или несколько парогенераторов, в
случае аварии па одном из них необходимо предотвратить повреждение дру-
гих парогенераторов. Кроме того, при взаимодействии воды с натрием в кон
туре возникает опасность разрыва трубок промежуточного теплообменни-
ка, что приведет к разгерметизации радиоактивного первою контура. В свя-
зи с этим необходима система аварийного сброса продуктов взаимодействия
натрия с водой, которая должна рассчитываться на гипотетическую аварию
парогенератора, т. е. разрыв одной трубки полным сечением, сопровождаю-
щийся разрывом шести соседних трубок. При этом предполагается, чго пос-
ле разрыва первой трубки мгновенно устанавливается максимальный рас ход
воды, определяемый гидравлическим сопротивлением участка, а в шести сен
Глава 14. Контролируемые переходные процессы
396
г пя.ч.о1 воды достигает максимального значения приблизь
седних трубках расходводь! до Такая аварня отиосптся к Катего^ '
тельно через 0,1 с п • соотвеТСТвшг с кормами эксплуатации .vJ
разрыва трубок необходима замена Haporewp^
контуре.
Б. ТЕЧИ НАТРИЯ
Хотя утечка большого количества натрия из контура реактора БН ^а.
ловероятна, оценка таких аварий обычно проводится при проектировании
АЭС. В проекте предусматриваются меры безопасности на случай утечек
радиоактивного натрия: трубопроводы по возможней in ра< полагаются на
верхних отметках (в целях уменьшения статического напора) и облццд.
вываются термостойкой изоляцией; основное оборудован!ш заключают в за-
щитные кожухи; концентрация кислорода в атмосфере боксов первого кон-
тура поддерживается на уровне не более 1 % по объему. В целях безопас-
ности боксы оборудования первого контура размещаются в нижней части
реакторного здания. Внутренняя поверхность стен боксог облицовывается
стальными листами, образующими герметичную оболочку, к торая защн-
щает атмосферу бокса от попадания кислорода и предотврати i i. -анмодейст-
вне бетона с натрием в случае разгерметизации контур., На участках
наиболее вероятного вылива натрия необходимо обеспечишь. к мпенсацню
температурных расширений стальных листов и, кроме того рос Давления
паров воды из зазора между бетоном в облицовкой.
Оборудование второго контура располагается в бокс. г. заполненных
воздухом, поскольку они доступны для обслуживающего п р -нала.
Для улавливания натрия в случае разгерметизации контура в боксах
предусматриваются стальные поддоны.
При утечке большого количества натрия из контура ректора ЬН. оче-
видно, возможно значительное увеличение температуры я давления в поме-
щениях боксов. Необходимо оценить надежность конструкций боксов а
условиях аварии.
Для расчетного анализа процессов горения при утечке натрия из кон-
тура используются математические программы SOF1RE 12-1]. SPRAY 1251
и САСЕСО [26]. Проводились экспериментальные исследования больших
натриевых пожаров (масса натрия 300-1000 кг) в боксах со стальной об-
пт?иК0И СТеН Н поддона‘ми- Испытывался метод гашения пожаров за счет
ка?аюшХ7агпп^0МеЩе,,НЯ’ заполненные воздухом. Некоторые вопросы,
касающиеся горения натрия, рассматриваются в § 16.6.
S. АВАРИИ В СИСТЕМЕ ТРАНСПОРТИРОВКИ И ХРАНЕНИЯ
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК
^^^“а““““»^Х7иов!!я?ави“ятслда"“ел"^л
) эффективное охлаждение облученных ТВС'
3) улерХ7раХтХ" £££?"“ крит“’ес,“>в мссы:
4) наличие биологической защиты- ’
тем. КСК‘1Юченне 0тР«Цательного воздействия на безопасность других снс-
Для оценки безопасности cur-rm,
рии (например, прекращение рассматРИваются предполагаемые авз-
р. р крашение охлаждения отработавших ТВС на отдельных
!4.6. Другие аварийные режимы	397
участках транспортировочного тракта и в хранилище), определяется наи-
более опасная из них и оцениваются возможные последствия.
Если авария может привести к опасным последствиям, необходима со-
ответствующая корректировка проектных решении. Па основе анализа раз-
нообразных аварийных режимов были выработаны требования к устрой-
ствам, предназначенным для транспортировки и хранения отработавшего
топлива.
Транспортно-технологическое оборудование включает в себя перегрузоч-
ные механизмы (внутри и вне реактора), захватные устройства и транспорт-
ные контейнеры. Предусматриваются две системы охлаждения отработав-
ших ТВС: основная и резервная. Все элементы этих систем должны под-
вергаться периодическому контролю.
Натриевые емкости, предназначенные для хранения отработавших ТВС,
должны быть оснащены страховочными кожухами, и уровень натрия в них
должен контролироваться на случай аварийной утечки теплоносителя. На
входных и выходных натриевых линиях должны быть установлены устрой-
ства, предотвращающие утечку натрия за счет сифонного эффекта. Не до-
пускается наличие постоянно подсоединенных к емкости дренажных ли-
ний, в противном случае необходимо па каждом трубопроводе устанавливать
два последовательно включенных вентиля с блокировкой, исключающей
случайное открытие. Оборудование систем теплоотвода подключается к ре-
зервному источнику электроснабжения. По крайней мере, одна система,
рассчитанная на охлаждение волной загрузки хранилища облученного топ-
лива, должна быть о:несена к первой категории сейсмостойкости. Это озна-
чает. что работоспособность системы должна сохраняться при максимальном
рас чет ном зем летрясен 11 и.
Основное отличие транспортно-технологпческон системы реакторов БН
от перегрузочных систем ЛВР состоит в том, что ТВС быстрого реактора в
процессе выгрузки извлекается из-под уровня теплоносителя в газовую по-
лость. В связи с этим конструкции перегрузочных механизмов, осуществляю-
щих перемещение ТВС за пределами реактора, должны быть оснащены на-
дежными и эффективными системами отвода тепла. Как правило, для этой
цели используются газодувки, а в случае их отказа возможен переход на
естественную циркуляцию газа.
Как показывает опыт эксплуатации систем перегрузки ТВС реакторов с
натриевым теплоносителем, возможны два пути выброса активных веществ
за пределы транспортировочных помещений: протечки в газовых уплотне-
ниях и стекание остатков жидкого натрия с движущихся частей механизмов
перегрузки. В целях предотвращения утечки радиоактивных газов приме-
няют двухстеночные j плотиения, заполняемые газом под высоким давлением.
I (атрий, сливающийся с ТВС в помещениях систем транспортировки топлива,
собирается в специальные поддоны, чтобы исключить его выход из боксов.
Необходимо, кроме того, предусмотреть защитные меры, предотвращающие
воздействие излучения на оборудование, находящееся вблизи перегрузочных
механизмов.
Г. ВНЕШНИЕ ОПАСНЫЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ
Внешние воздействия на здание и оборудование АЭС, связанные со сти-
хийными бедствиями или человеческой деятельностью, учитываются при
проектировании быстрых реакторов так же, как и для тепловых реакторов.
Ниже приводится классификация внешних опасных воздействий, составлен-
ная в соответствии с действующими нормативными документами.
398
Глава 14. Контролируемые переходные процессы
Стихийные бедствия
Система безопасности АЭС должна обеспечивать безопасную останови-
реактора в случае наиболее сильного стихийного бедствия, предполагав
мого для данного района. При проектировании АЭС рассматриваются С7
дующие виды внешних- воздействий, вызванных природными явлениями'
Максимально возможное наполнение, причиной которого могут
сильные ливни, интенсивное таяние льдов или разрушение плотин.
Предельно низкий уровень в охлаждающем водоеме может привести
недопустимому уменьшению подачи циркуляционной воды в конденсатог/
турбины или чрезмерному нагреву воды и потере охлаждающей способ»
сти водоема. Такая ситуация может возникнуть вследствие сильной i.icv °
или при разрушении плотины, закрывающей сток из водоема.
Ураганы. В проекте АЭС должно учитываться воздействие на здания
сооружения ветра максимальной силы для данного района, а также возы -И
ное падение на здание АЭС предметов, несомых воздушным потоком
Максимальное расчетное землетрясение, в результате которого пооисхл.
дят максимальные колебания почвы в данном районе.
Внешние воздействия на АЭС, вызванные человеческой деятельностью
Атомная электростанция должна проектироваться с т ким расчетом, что
при любом внешнем воздействии, вызванном человеческой деятельностью и
представляющем угрозу для оборудования установки, peat р останавли-
вается, причем состояние АЭС после остановки должно быть г юлне безопас-
ным. Проявление внешних воздействий в значительной степени зависит от
конкретных условий, поэтому мы рассмотрим лишь в общих чертах воз-
можные варианты опасных ситуаций, вызванных человеческой деятельно-
стью.
В первую очередь необходимо рассматривать аварии, которые могут
привести к нарушению функций систем защиты АЭС. Например, аварий-
ный выброс турбинной лопатки должен учитываться в проекте установки,
в противном случае необходимо доказать, что вероятность так й аварии пре-
небрежимо мала. Обычно турбогенератор располагается относительно за-
щитной оболочки реактора таким образом, чтобы свести к минимуму веро-
ятность повреждения оболочки в случае аварии турбины.
В качестве других внешних воздействий на АЭС рассматриваются паде-
ние самолета (если станция расположена в районе воздушных линий), взры-
вы на расположенных поблизости промышленных предприятиях, транспорт-
ных магистралях (водных, железнодорожных, автомобильных), аварийные
выбросы ядовитых или радиоактивных веществ (на соседних промышленных
предприятиях или АЭС), а также пожары.
14.1.
14.2.
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
Каковы функции систры о -
Перечисл «« «ХЖ? ЛЭС?
Из. Дайте К ИВН0Н Зоны 11 Ухудшения ®ари”!,ого увеличения реактив-
дежнл. лнсьменк°е определение п?тлов>,и теплоотвода в реакторе.
Дежности.	р деление пяти основных составляющих на-
15.1, Вводные замечания
399
14.4.	Опишите процессы» которые могут происходить в точке 2, показан-
noil на рис. 14.1, и покажите, каким образом осуществляется сра-
батывание защиты, если в точке 2 не подается сигнал па остановку
реактора.
14.5.	Перечислите три резервные системы аварийного теплоотвода на
установке ( RBRP и объясните принцип работы каждой из них.
14.6.	Почему считается невозможным разрушение ТВС в результате
аварийной разгерметизации оболочки одного твэла?
14.7.	Каковы максимальные значения температуры оболочки твэла, по-
лученные расчетом для реактора FFTF:
а)	в случае роста реактивности за счет извлечения из активной
зоны одного регулирующего стержня;
б)	при прекращен и и теплоотвода в реакторе, вызванном отклю-
чением ннутрпстанциоппых и внешних источников электро-
снабжения собственных нужд станции (в обоих случаях учи-
тывается нормальное срабатывание аварийной защиты)?
14.8.	Какие элементы конструкции реактора за пределами активной зо-
ны требуют применения защитных мер при авариях, происходящих
в реакторах БИ? Какие меры защиты применяются для этих эле-
ментов?
Глава 15
НЕКОНТРОЛИРУЕМЫЕ АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ
15.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Как указывалось в предыдущих главах, безопасность и надежность ре-
акторов БН обеспечивается совокупностью нескольких факторов. Однако
если в случае максимальной аварии реактора произойдет отказ системы
аварийной защиты, такой режим может привести к чрезвычайно тяжелым
последствиям. Несмотря на то, что вероятность такой аварии крайне мала,
исследования гипотеги чески х неконтролируемых аварийных режимов ве-
дутся в течение почти 30 лет, причем методики исследований постоянно со-
вершенствуются*. Расчетный анализ гипотетических аварий дает возмож-
ность оценить поведение реактора БН в экстремальных условиях.
Две следующие главы посвящены расчетным методам, используемым при
анализе неконтролируемых аварийных режимов быстрых реакторов. Чи-
тателю. не знакомому с вопросами безопасности реакторов БН, возможно,
будет трудно усвоить и систематизировать множество новых понятий, свя-
занных с характеристиками аварийных процессов. Дело в том, что термине’
логин, используемая при описании аварийных режимов быстрых реакторов,
* Как было сказано в гл. 13, под «неконтролируемым аварийным режимом» под-
разумевается авария, сопровождаемая отказом системы защиты. На АЭС предусматри-
вается комплекс мер. обеспечивающих безопасность персонала и населения прилегаю,
ших районов в случае неконтролируемой аварии.
400
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
постоянно обновляется и расширяется благодаря совершенство™,,,»
ЛОВ ...........лооиессам, которые, находясь во взаимны,
°CHOB^nBWT определяющее влияние на ход неконтролируемого аварий'
связи, оказывают р Д • монография носит обзорный характер „Р
^ХЖХаштй а «’а опушены. Выше, в , 8.^
водитесь подробное математическое описание стационарны. к .новых и гид.
равличесюш процессов; эти уравнения могут быть использованы „р„ еОДав.
пенни моделей аварийных режимов.
Несмотря па ограниченный объем книги, вопросы, представляющие
интерес, рассматриваются достаточно подробно. Например, приводятся урав.
нения массы и энергии, на которых строятся математические модели основ-
ных аварийных режимов. Кроме того, дается классическое описание про-
цессов разрушения, играющее важную роль в обоснован i минструкции
защитном оболочки. В гл. !6 рассматриваются процессы расширения топлива
и натриевого теплоносителя, а также взаимодействия расплавле иного топли-
ва с натрием. Кроме того, описываются расчетные метода. ользуемыс
для исследовании аварийных режимов.
Неконтролируемые аварийные режимы подразделяются на два вида в со-
ответствии с условиями их возникновения. В стационарном режиме мощ-
ность, выделяемая в реакторе, полностью отводится тепл* носителем. ;1ю-
бое отклонение от этого режима: повышение мощности реактора при неизмен-
ном расходе теплоносителя либо ухудшение условий теп: твода при по-
стоянной мощности приведет к возникновению аварийной ситуации. В пер-
вом случае повышение мощности реактора может быть вызв нь введением
реактивности в активную зону из-за неисправности систем) i регулирова-
ния. Причиной аварии второго типа может послужить прен ра. кипе расхода
теплоносителя (например, в случае отключения циркуля ши иных насосов)
при неизменной мощности реактора.
В данной главе рассматриваются основные особенности i с контролируй
мых аварийных процессов, приводящих к разрушению активной зоны.
Глава 16 посвящена последствиям разрушения активной зоны возможным
повреждениям оборудования, а также вопросам отвода остаточного тепло-
выделения и ограничения радиоактивных выбросов. Отдельные процессы,
например взаимодействие расплавленного топлива и теплоносителя, про-
текающие на всех этапах аварии, рассматриваются в обеих главах.
15.2.	РАЗВИТИЕ АВАРИЙНОГО ПРОЦЕССА В АКТИВНОЙ ЗОНЕ
1—10,4 П0Ка3,аны П0СлеД<>вательные стадии аварийного про-
БопееРпопппбн?"1,Я активнои зоны> Дается краткое описание каждого этапа,
олее подробно эти стадии рассматриваются ниже.
ется ^ть^₽П^ВаНИЯ методов Расчета аварийных процессов требу-
тво достоверных экспериментальных данных Ill*.
теристик материалоГкото^	имеет ДОстоврРн°сть заданных тарах-
температура и давление Кооме тпгПИ1°Лл °Й мсРе зависят от таких параметров.
нообразиого характера (нейтрадные	СВеденИя по вслачинам самого paJ’
фазовых состояний, характеристики пНЯг^1ТЫ’ па₽амстРы интервалов для различны*
В настоящее время проводится п ботГа<’сеЯ1,ия Радиоактивного и-лучения и т. Д-1-
Данных 12]. F Д ТСЯ ₽абота "° изданию удобного для пользования банка
15.2. Развитие аварийного процесса в активной зоне
401
А. НАЧАЛЬНАЯ СТАДИЯ АВАРИИ
В пачпде аварийного процесса активная зона сохраняет свою конфигу-
рацию (рис. 15.1). Эта начальная стадия завершается либо срабатыванием
аварийной защиты и глушением реактора, либо расплавлением активной
зоны, которое может привести к разрушению ее иод действием внутреннего
давления паров расплавленного топлива.
Для анализа начальной стадии аварийного процесса необходимо знать
исходное состояние активной зоны (нейтронный поток, температуру п рас-
Рнс 15 I Аия.игз клчвлыгоЛ стадии аилриЛпого процесса (конфигурация актннной зоны
нс нарушена):
/— вктивн>я воил; 2 — расчет процессоп. происходящих во весы объеме пктпппой юйм (разлете-
яме общего количество тепловыделяющих сборок на группы); 3 — оценка повреждений пплов
(расчет механических яагрудох Ня оболочки толов); 4 — математическое моделирование стлпно-
парного режима тя*лоо (и шепгмиля структура топлива, коэффиннеш ы теплопередачи и шдоре
между топливом я оболочкой. распред елей не глзообрлэных продуктов делении»; 5 — расчет проект-
кых переходных режимов (анализ повеления теплоотвод я щ их систем); б — расчет процессии внутри
тепловыделяющей сборки (разделение сечения сборки кд канолы)
Рис. 15.2. Изменение конфигурации активной оивы я корпуса реактора в аварийном ре-
жиме:
а — переходная сталия; кипение топлива в объеме активней юны; образование пробок в верхней
м нижней части; б — стадия разрушения: происходит полили деформация активной н-нм; ♦* - • ।
Действие аварийного процесса ил элементы конструкции реактора; / расширяющийся (попы!
объем; 2 — движение массы натрия над активной зоной; 3 — нодиитпе крышки оаха; 4 - распрост-
ранение волны давления по первому контуру
Глава 15. Неконтролируемые
аварийные режимы
402
Рис. 15.3. Состояние реактора после разрушения активной юны
Л рлчможнос размещение осколков топлива после разрушения актипиоП • -пы (проблема теп»
пт7ЛТ1' / ^-возможные места нахождения осколков актнвиоЛ зоны после разрушения; У — рн.
плаваете опорных конструкций в результате нагрева осколками топлива. С роцессы. вроит-
™ i объеме заключенном в защитную оболочку: /-вероятно.- яоэг • над и .трия, у - и>
можный выброс радиоактивных веществ; 3 - изменение давления пи«	< «ме-
Пенне давления газа в боксах; 5 — конденсация пар*’® г i
Рис. 15.4 Факторы определя-
ющие	рл дна цистную	обета
панку inx.it ра>руш<ння ис-
тинной зоны
/ — агломерация я астма и осаж-
дение в л редела я затгтяоЯ обо-
лочки; 2 —утечка рядноактммсыж
веществ через лздетаж ободочк
ход теплоносителя) и возможное поведение параметров в переходных ре-
жимах. На данном этапе аварии начинается кипение натрин в отдельных тел-
ловыделяющих сборках, происходит разгерметизация твэлов и деформация
оболочек твэлов под действием давления газовых продуктов деления и па-
ров натрия. Анализ изменения нейтронно-физических и теплогидравли-
ческих параметров реактора и оценка возможных повреждений твэлов в от-
дельных ТВС требуют применения математических программ, моделирующих
аварийный процесс во всем объеме активной зоны.
Б. переходная стадия
Если на начальной стадии, когда конфигурация активной зоны остается
неизменной, цепная реакция прекратится, развитие аварийного реЖ»10
удет приостановлено. Однако прекращение реакции возможно лишь при
наличии достаточно эффективной отрицательной обратной связи, в прогни-
няои£1УЧае Р°СТ теп-10вы-:1елення приведет к полному испарению натри”-
смесГтппГи«ПЛ.аВЛеИИе ак™вной зоны, а затем - кипение расплавленной
степенно vcwtJ1 ^талла оболочек. Этот этап аварии, характеризуемы» и
степенно усиливающимся кипением топлива, называется переходным,
15.2. Развитие аварийного процесса в активной зоне
403
скольку конфигурация активной зоны полностью нарушена, однако разру-
шение ее пока не произошло. Основным вопросом, относящимся к этому
этапу, является оценка вероятности возникновения критических условий.
В. РАЗРУШЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Как было сказано в гл. 13, в ранних исследованиях по безопасности ре-
акторов Ы1 предполагалось, что в процессе расплавления и оседания ак-
тивной зоны происходит быстрый рост реактивности, и под действием увели-
чивающегося внутреннего давления активная зона разрушается. Коли-
чество энергии, выделяемой при этом, рассчитывалось по классическому
методу Бете—Лайта |3]*, н результаты расчетов использовались при разра-
ботке защитной оболочки реактора.
Г. ДЕФОРМАЦИЯ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА
Очевидно, в случае разрушения активной зоны высвобождающаяся
механическая энергия будет передаваться внутренним конструкциям ре-
актора, стенкам бака в соединенным с баком трубопроводам. сХрфект этого
воздействии зависит от того, какое вещество явлется рабочим телом, пре-
образующим тепловую энергию в механическую: расплавленное топливо,
сталь или натрий.
Деформация элементов конструкции происходит вплоть до окончания
процесса расширения активной зоны.
Д. ОТВОД ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ
Поскольку после аварийного разрушения активной зоны по крайней ме-
ре часть топлива находится в расплавленном состоянии, возникает серьез-
ная проблема отвода остаточного тепла в течение длительного времени.
Е ВЫХОД РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ ИЗ РЕАКТОРА В ПРОСТРАНСТВО
ПОД ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКОЙ
Для оценки эффективности защитной оболочки реактора необходимо
знать возможную концентрацию аэрозолей топлива п натрия, а также [азо-
образных продуктов деления в пространстве, ограниченном оболочкой.
Важно проанализировать вероятные пути проникновения под оболочку
плутония и продуктов деления через слой натрия и стенки бака реактора.
Кроме того, необходимо оценить масштабы возможных натриевых пожаров,
а также эффект взаимодействия натрия и топлива с конструкционными ма-
териалами, вызывающего повышение давления газа внутри оболочки.
Ж. ПРЕДОТВРАЩЕНИЕ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ
В ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ
Завершающей стадией анализа аварийного процесса является определе-
ние необходимых мер ио защите от облучения персонала А'-Х. и населения
прилегающего района.
* В настоящее время для расчета аварийных процессов в активной зоне исполь-
зуются более совершенные и точные методы.
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
404
“в качестве
^Гкш11^м%н^кт™н«х веществ, которое может „ро„,вдуть> *
ружу через неплотности в оболочке.
15.3.	УРАВНЕНИЯ СОХРАНЕНИЯ
Аварийные процессы неконтролируемого увеличения мощности реа^.
ра связаны со значительными перемещениями расплавленного кипящего
вещества в активной зоне. Для расчета этих процессов используют уравне.
ння сохранения и соответствующие уравнения состояния. Это дцфферен.
цнальные уравнения, которые решаются на ЭВМ методом конечных разно,
стен.
Поскольку уравнения сохранения широко используются в расчетах
аварийных режимов реакторов БИ, целесообразно принес m эти уравнения s
общем виде, прежде чем перейти к описанию процесс в. Вывод уравне-
ннй известен по учебникам механики жидкостей ( iai рнм р, 141), поэтому
здесь не приводится. При ознакомлении с расчетными методиками пелесо,
образно сравнивать рабочие формулы с уравнениями в общем виде. Эго даст
возможность понять, какие допущения принимаются в диной расчетной
программе.
В основу многих математических моделей переходных гидравлических
процессов положен метод координат Лагранжа, в соответствии с которым
принимается, что движущаяся среда не переходит границ конечно-разност-
ных элементов, т. е. элементы движутся вместе с потоком и < тветствующим
образом изменяют свою форму. В других расчетных программах использу-
ется метод координат Эйлера, который рассматривает поток среды, перса-
кающий границы элементов; при этом форма элементов ост ется неизменной.
Первый метод удобен для решения уравнений, записанных в ьшечно-раз-
костной форме, а также в тех случаях, когда движение среды ограничено
и рассматривается водномерной или двухмерной геометрии. Таким образом,
метод координат Лагранжа целесообразно использовать при исследовании
сравнительно малых перемещений вещества, характерных для стадии разру-
шения активной зоны. Метод Эйлера, напротив, лучит применять нрк
анализе значительных перемещений среды, которые наблюдаются в пере-
ходной стадии или в стадии деформации конструкции реактора. При модели-
ровании этих этапов аварийного процесса ранее использовался метод Ла-
гРзнжа благодарящего относительной простоте (расчетные программы VENES
и КЕ.АСО, см. § 15.7 и 16.4). однако позже были разработаны методики, ос-
нованные на системе координат Эйлера (программа SIMMER, см. § 15.6).
Структура уравнений, приведенных ниже, в основном соответствует
прж’ии^°й.л ИСПОЛЬЗУется в стандартных программах расчета аварийны*
обхозимпе к ТРЫХ реакторов- Однако в отдельных случаях возникает не-
требуется учргт^прЛ уравнения Дополнительные члены: например, если
ный'теп тообхэрн ягипеН°С ко/||<чества движения за счет трения, конвектнв-
количества двнжрнияК0СТИ С° стенкой ил” фактор вязкости при расчета*
лиличества движения и энергии.
ДОг^^зовТоТо%о^оямнЛяРпГраММу ВКлючены отдельные уравнения для на*-
количества движения \ ещества’ ТОГда Для обозначения переноса массы,
вводятся Дополн1!тельны^еч^н1Гв°ЛНОЙ^3и К ДРУГОЙ В >РавнеИ,1Я Т2Д?Я
zY], ZY2, Ха	л^ны. Все вновь вводимые ч лены обозначают^;
15.3. Уравнения сохранения
405
Рассматриваются три основных уряпиршю
вариантах: по методу Эйлера и \ю методу ЪгпчХ”.’ Зу,',са1,,"1,х вдвух
ра характеризуются наличием в левой части ч\'Д ?уРавпення Эйле-
тивный теплообмен. В уравнениях запис-пинЛ- >,,”гьша|ОЩе™ конвек-
рымости потока и ур«В||С„„ю эиергпн субютаиппоипльная 2" ™Рна1,
представляет собой скорость изменения плотности в экер, „и ма£ в”гаи
злемепта. В уравнении момента - это ускорение самого элемёэта У Р
Напротив, а системе отсчета Эйлера элементы считаются неподвижными
а поток среды проходит сквозь них.	эдимжными,
\ ранне.!i! j неразрывности вначале приводятся в векторной форме за-
тем преобразуются для прямоугольных н цилиндрических коорХт По
?^°ппп/ 1РУГИМ“ ЧеТ0ДИКам” аварийных процессовSplx
реакторов в цилиндрических координатах предполагается наличие азнму*
талыюн симметрии. х скоренне свободного падения, обозначенное в дей-
ствует только в направлении осн г, поэтому g; = -g.	8'
А УРАВНЕНИЯ. ЗАПИСАННЫЕ 0 ЭЙЛЕРОВОЙ СИСТЕМЕ КООРДИНАТ
Независимы! переменные, используемые в уравнениях Эйлера, это х, у,
г, t в прямоугольных координатах и г, 0, г, / в цилиндрических координатах.
Уравнение неразрывности потока
-^- + V-pv Х„	(15.1)
dt
где Xt — член, учитывающий массообмен между фазами, если для каждой
фазы составляется отдельное уравнение; в противном случае Л\ = 0.
В прямоугольных координатах v = ivx 4- juy 4- kuz.
В цилиндрических координатах v = irvr 4- ИМ 4-
В прямоугольных координатах
-^7 4--у-(рУ.х) 4--т~ (р^и) 4-—~ (PyJ -^i-	(15.1а)
at дх	оу	аг
В цилиндрических координатах (с азимутальной симметрией)
— 4- — — (W) 4- ~ W xi •	(15.1 б)
dt г dr	dz
Уравнение сохранения количества движения
— (pv)4-V>pw = - W> 4 pg 4-Х.;	(15.2)
dt
Х2 = 0 (уравнение Эйлера);
Х2 = pV'V (уравнение Навье—Стокса);
X, = V . т (основное уравнение для однофазной среды, где т — тензор
напряжений в соответствии с [41).
Если уравнения составлены для каждой стадии процесса и поток среды —
многофазный, тогда А'2 соответствует переносу количества движения .между
фазами.
406
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
Члены, содержащиеся в левой части уравнения (15.2), можно иреобразо
вать следующим образом:
_a_(pv)
dt ’	* 01	<)!
\7.pw pV-Vv +V’V‘pV.
Заметим, что сумму двух членов ((vdp dt vV • <>v) можно выразип
из уравнения неразрывности потока (15.1). Тогда уравнение (15.2) примет
вид
р-^-+pv‘W4-zIv = — V/; pg \;	0-2а)
пли прямоугольных координатах (три уравнения в скалярных величина ।
-£ (pv„) +-^ О».	(15J»j
V <W + 77 <*'	+ V’>) + 77 Ч», ».»—	М,; (|5Д)
— » Н--^- (рег их) (рс, »„) + ~ (ре
01	их	оу	OZ
= _"dT+pgz А-’г'	<15-2г)
Объединив этн уравнения с уравнением неразрывно* т: ггока при усло-
вии А\ = 0 и Аа — 0, получим более известную форму у >авнсння сохра-
нения количества движения в системе отсчета Эйлера/
Р
(15.2д)
(15 2е)
(15.2ж)
цилиндрических координатах (при наличии азимутальной снмметрнн)
^(рог).н-1_Л{ф.,Л7)+^(риЛ,;Ь	(15й.
д
+	Л-„; (15.М
или после
Л 2 = 0
единения с уравнением неразрывности потока при А\ = 0 н
15.3. Уравнения сохранения
407
OI„X «ХР„Г	„ С11Стеие K0.
0 —объемное тепловыделение a nv  «	< |ег тсплопРовоД(!ости;
Умножив и разделив — у pv 1И ,fnnJ отенциальну1о энергию.
ным h = (U + р/(>), МОЖ11О объе Н1НПП Ч IP 3,,а,,еи,1е?',тальпин рав-
с вторым членом левой части уравнснпя (15 *,‘|,’<-'л'у1И10|Ц"11 Работу потока,
гни к следующему виду: >Р‘1ЬНе,,"я	’ привести уравнение энер-
д / ,
7Г р Н
В прямоугольных координатах
a1
д ! .
— Р «4
dl \
d
0:
0“
2
V./iVT-1-Q + pv.g | Х.л. (15.3а)
д
£
+±h>(A+T)l+vH(',+
pUi (h + t)]
ar
dz
<>
I °r \ >
/e----- H-
4/ /
О
<п

(15.36)
где us ul H-i'p + i’?.
В цилиндрических
d I
— Р и
Of П
(Ч
координатах (при наличии азимутальной симметрии)
2 /
J_j9_
r dr
где Vя v, vl.
. 1 д
ШЛШяЛЛ МА—_
г дг
{ к дТ
- г к--------
\ дг
*2\i
\	2
d . 0T
---k-----
di dz
d
dz
(15,3b)
Б. МЕТОД КООРДИНАТ ЛАГРАНЖА
Если рассматривать шдачу в координатной системе Лагранжа, незави-
симыми переменными должны быть время /. а также начальные координаты
каждого элемента массы вещества (или каждого конечно-разностного эле-
мента). Текущие значения координат элементов массы вещества представ-
ляют собой зависимые переменные:
в прямоугольных координатах
dx . du .. .
dt	Р" dt	l>'
в цилиндрических координатах
dr . , <*о	, .
dt Vr' dt
Уравнение неразрывности потока
2j4-p(Vv)
(члены уравнений Xt, X , и А'3 в системах отсчета Лагранжа и Эйлера имеют
один и тот же смысл).
В прямоугольных координатах
----j.	——
дх dij dz
dt ‘-и‘’
dz
dl
U-.
(15.1а)
(15.46)
(15.5)
О(у
Dt
1
г„..я К Неконтролируемые аварийные режимы
Уравнение количества движения
Р	+ A’l v = - V/? + pg 4- Л’,..
(15$)
Три уравнения в скалярных величинах для прямоугольных коопл.
следующие:	'* ,,(ат
Dvv	, v	др
Р ~тгг + Ai ».v —— + Л ?г;	, ।.
/л	ох	ио.оа)
Dv„	iv	й?	, v
Р—,'Л11'" = —^+Лг«':	(15.66)
D:»- v	др
р-^+А^-—+ pg; + A?,.	(156s)
В цилиндрических координатах (при наличии азимута й имметрпи)
Р +& vr = “-л А'!г;	(15.6г)
Р -у; + А’1 о- — — —— + Pg.- + Л*...	(15 6д)
Уравнение энергии
Р-7rlu + vl+A'1|'u + 4) = -^,Pv+v^vr + (? Pv Х (15.7)
В прямоугольных координатах
р тт (“ +f)+Х| (“+т)  ~	w +	(я-,) ]+
(15.7а)
+ <? + ₽<£. Л*а.
В цилиндрических координатах (при наличии азимута льной симметрия)
р ог(“+Т)+х* ("+v)= ~	(rpVr) ~jr(pV:))]+
г । д I . дТ \ д АТ
Следует заметить, что уравнения Лагранжа и Эйлера эквивалентны,
скольку производная по времени в системе Лагранжа связана с про*’380
ной в системе Эйлера следующим выражением:
D д „
-----------v-y.
Dt dl
z. |ТЬ НбПО'
Это означает, что каждое уравнение в системе Лагранжа может оы' иЯ
средственно получено из уравнения системы Эйлера с помощью храВ
неразрывности потока и вышеприведенного выражения для D Dt-
15.4. Аварийные режимы с повышением мощности реактора
409
В. ПСЕВДОВЯЗКОЕ ДАВЛЕНИЕ
В заключение коснемся вопроса о расчетной оценке больших градиентов
давления, возникающих в переходных гидродинамических процессах. Оче-
видно, аварийный процесс разрушения активной зоны реактора Ы1 (если
такая авария воооще возможна) будет протекать достаточно медленно и не
приведет к возникновению сильной ударной волны. Опасность разрушающе-
го воздействия представляют, возможно, местные очаги взаимодействия
расплав.генного топлива с натрием, которые, однако, не играют решающей
роли в общем ходе процесса. Этот вопрос более подробно рассмотрен в § 16.2,
где сравниваются временные характеристики роста реактивности и детона-
ции в результате химических взаимодействий. Однако вероятность возник-
новения больших градиентов давления в процессе аварии с разрушением
активной зоны существует, и учет этих градиентов затрудняет решение урав-
нения момента в конечно-разностной форме.
Практически все программы расчета гидродинамики аварийных процес-
сов в реакторах ЬП используют методику Нейманна—Рихтмайера 15], со-
гласно которой в уравнения вводится новый параметр: псевдовязкое давле-
ние q (этот параметр называется также искусственной вязкостью, хотя раз-
мерношь его с< ответствует единицам давления). Это довольно сложное по-
нятие, и его обсуждение нс входит в задачу нашей книги, тем более, что
уравнения, включающие параметр q. относительно просты. Следует иметь
в виду, что. если в рассматриваемом процессе происходит сжатие жидко-
сти. в уравнениях энергии и количества движения к действительному зна-
чению давлении р добавляется q. В результате градиент давления распро-
страняется на несколько элементов жидкости, что значительно облегчает
расчет ио методу конечных разностей. Сравнение результатов расчетов,
проведенных ш> этой методике, с данными более точного анализа распро-
странения ударной волны показало, что применение метода Ной.манна—Рихт-
майера к расчетам аварийных процессов быстрых реакторов является впол-
не обоснованным.
15.4. АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ С ПОВЫШЕНИЕМ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
Аварийные процессы с повышением мощности реактора на быстрых ней-
тронах могут быть вызваны увеличением реактивности в активной зоне.
Рост реактивности может произойти на любом уровне мощности реактора:
на номинальном, .минимально возможном или лаже в процессе выхода на
минимальную мощность. Как указывалось в гл. 14, задачей системы защи-
ты АЭС является предотвращение такой аварии. Следовательно, авария с
повышением мощности возможна только в случае отказа системы защиты.
Оценка безопасности АЭС с быстрыми реакторами требует анализа аварий-
ных процессов подобного рода.
Ниже рассматриваются характерные особенности процессов с повыше-
нием мощности активной зоны, приводится пример расчета аварийного ре-
жима. В заключение обсуждается проблема предотвращения тяжелых по-
следствий аварий.
А ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
При анализе процесса роста реактивности на работающем реакторе БП
с одновременным отказом аварийной защиты прежде всего возникает вопрос
о поведении активной зоны в таких условиях. Происходит разогрев тонлн-
410
Г лава
15. Неконтролируемые аварийные режимы
«Л стальных оболочек II теплоносителя; доплсропскпп эффект к тепло»»
“ актов,юй зоны сдерживают рост .мощности, однако ,и„&, *
теиТотирядаюые ТОМЫ разрушаются, расилаатеиное топливо запол »
ZcTpaXo между томами. В результате может произойти исупра», "
"ыГоост мощности’ реактора либо быстрая его остановка - это завис,,,
5’факторов: скорости ввода реактив,ioctu. количественного зваче,,,,,
введенной реактивности, характеристик обратной связи реактивности „„
температуре, масштаба разрушения твэлов и расположения ио„реждет„м
участков по высоте активном зоны, от поведения ржплав ц-нного топлива и
конечной конфигурации смеси топлива, металла оюлочек и теплоносителя.
Программы расчета аварийного процесса на ЭВМ
Для расчета неконтролируемого аварийного процесса с повышением
мощности существует несколько математических програх i. которые вклю.
чают в себя уравнения полей нейтронов и теплогндравлнчсских процессов
в активной зоне. Важным вопросом является расширение модели точечной
кинетики [см. уравнения (6.5), (6.6)1 для учета реактив тных эффектов
обратной связи, таких как доплеровский н натриевый эф гы, а также эф-
фекты изменения конфигурации активной зоны и перемс синя расплав-
ленных материалов*.
Вторым необходимым условием является возможность t шрования в
расчетных программах переходных процессов в necKi ль вэлах, распо-
ложенных в характерных точках активной зоны, с учет ' роятного не-
совпадения по времени и по месту разрушений твэлов и тр ix событий ава-
рийного процесса. Это несовпадение, которое может быт ’вольно значи-
тельным, объясняется местными отклонениями от помин пых значений
глубины выгорания топлива, отношения выделяемой .м ногти к расходу
теплоносителя, удельного энерговыделения топлива и параметров оболочки
твэлов.
Целью расчета является определение временных и пространственных
координат разрушений твэлов и последующих событий, таких как пере-
мещение расплавленного топлива, взаимодействие его с т< плоносителеы, вы-
брос расплавленной массы за пределы активной зоны и последующее затвер-
девание. Для отдельных твэлов, характеризующих состояние одной или
нескольких тепловыделяющих сборок, проводится подробный расчет тепло-
гидравлических параметров. Группа тепловыделяющих сборок, характере-
зуе«ая поведением одного твэла. называется каналом.
шествуют и разрабатываются новые программы расчета много-
пы жИЬп^ С,!СТеМ’ Такие как SAS 16111 MELT 171 В странах Западной Евро
мвотХ??я1иииП0‘1ЬЗуЮТСЯ пР0ГРаммы CAPRI 181 и ГР АХ 2 |9| Появление
событий в" чгчпин?Р°ГраММ позва™ло учитывать несовпадение отдельных
зал что результат^1 пяР°ЦеССаХ‘ Тако" более реалистический подход пока-
значительно’ nneviwi? счетов’ доводимых ранее по упрощенной методик?»
значительно преувеличивали опасность рассматриваемых аварий
1  >1ы1 чь.
зеваться только для^е^стади'й 1^°^-уравнения точечной кинетики могут и<-гнМ^
зоны незначительно отличается от игдННЫХ- прои-ссс'Н- когда конфигурация актива»
реактивности в точности отражают	Т> е’ Пока коэффициенты обратной св««
ва в объеме активной зоны Такое лп^И,СНИЯ ”олей температуры я плотности вешкг^
рах по сравнению с тепловыми соеъ<я1Т?ИС В03ЫиЖ1|°. поскольку в быстрых Реак1°
что обеспечивает быструю стабиРтиЗЯпи^ 13 свобол«ого пробега нейтронов болы»
крашении возмущения по реактивное** "°ЛЯ нейтР0И0В 8 активной эоне пр« пр
15.4. Аварийные режимы с повышением
.__________ ________________ гением мощности реактора
41 1
На рпс. 15.5 приведена расчетная
Р„С. 15.6 - результаты р«™„	РИ"ПЧ’* “ «
^счетная схема активной зоны
На рпс. 15.5 изображена Г|И1«п ..
пнем значении глуСчп’ш внн>Х ^n’iuBaV^	FFTF С *каза'
выделяющем сборки в начале четлеп-пип ")"и|ОСТ1[ длй каждой тгпло-
«ертого цикла активной зоны*. Анализ не-
Рис. J5.5. Расчетная схема активной згшы реактора FFTF, раз деленной на 20 каналов*
а ~ расположение сборок в активной хже; ЭС экспериментальна< сборка: ПС — периферийный
стержень; ЯС —стержень авдрмйноЛ зашиты; ИС - сборка для испытаний материалов; б глуби-
на выгорания топлива а различных сборках, МВт«сут/кг; а — тепловыделение в сборках, МВт; / —
схема разделения активной зоны на 20 каналов
реходных процессов в активной зоне можно осуществить с помощью урав-
нений, составленных для каждой тепловыделямяцен сборки. Хотя возмож
кости ЭВМ позволяют проводить такие подробные расчеты 1101, в этом нет
Необходимости. Достаточная точность может быть получена, если активную
зону разбить па группы (каналы), обведи ияющис несколько ТВС с аналогии-
кыми параметрами. В рассматриваемой задаче тепловыделяющие сборки
Этот цикл подобен равновесному, о котором говорилось в § 7 2.
412
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
пгбнны выгорания и тепловыделения <3
mvnnnpoMMCb 00 значениям^ работающих » особом режиие
„^.точением поглошаюгаз 2щ,ая зона была разделена на 20 капало,
селнровання). В рез'льм
Пример анализа переходного процесса
На рис. 15.6 показано изменение основных параметров реактора в
рлином процессе, причиной которого послужил ввод реактивности со скаБа'
стью 0,5 долл/с в активную зону на номинальном уровне мощности IT
первом этапе процесса рост реактивности определяется только скопе™ 3
ввода. Однако растущая температура топлива вызывает появление щ 10
время, с
Рис. 15.6. Результаты
с — введенная реактивность; б —
-----------~
- ------- •'““-«исп,- «	“°Й £КТ1'вноГзоныагп?°ВЫШе,'"ем мощности 20-кзя*л-
«качает Пос,,адо^виеперСМ(.и.е!1Нн'топ1>ез).,ьт((руюЩ(.е эв”е«" с 2"°™ *М>е*П « - майя
<Jrr“s
катальной реактивное	“»^S ЖЦ.1»
” рмт'б Тнасту)	. которая стремится
На рисунке показ •>,. МОМент> когда начинай т М!1еРаг>Ра топлива продатжа-
“калах (указано и r-1i''T’CJ™ar‘‘'lbll«'i."ражзт5“а1ЬСЯ <’Со-1очк“ №1И
шккство этих разг»,,»1 ’ел'10ВШеляюш|\-™*1ов “ рают®
Разр}шеаии орик,,  уборок в каждом кайме). В№
значительно выше средней плоская
15.4 Аварийнее режимы с повышением мощности реактора	413
активно!'1 зоны в районе центральной осп. Расплавленное топливо движется
вверх по центральным отверстиям твэлов и через трещины, образовавшиеся
в оболочке, попадает и каналы теплоносителя. В результате такого переме-
щения топлива создастся отрицательный эффект реактивности, приводящий
к глубоко подкрнтпческому состоянию реактора. При этом мощность реакто-
ра уменьшается, как показано на верхнем графике.
В рассматриваемом примере предполагалось, что расплавленное топливо,
попадая в пространство между твэлами, передает большое количество тепла
натрию, который вследствие этого интенсивно испаряется. 11од действием па-
ров натрия направлений потока теплоносителя меняется на обратное, од-
нако по мере снижения давления паров постепенно восстанавливается движе-
ние потока в нормальном направлении. При этом большая доля топливных
частик увлекается потоком и выносится из активной зоны. Это явление на-
зывается вымыванием топлива.
Поскольку при анализе гипотетических аварийных процессов, как пра-
вило, не известен механизм ввода избыточной реактивности, ист возможности
задать значение добавки реактивности иля скорости ввода. Следовательно,
необходимо проводить вариантные расчеты, задаваясь широким диапазоном
значений исходных параметров. Для рассматриваемого случая максимальное
значение введенной реактивности принималось равным 4 долл. Именно за
счет этой добавки реактивность из отрицательной области вновь приблизи-
лась к нулевому значению.
Возможные варианты развития аварийного процесса
В приведенном примере рассмотрена конкретная последовательность со-
бытии аварийного процесса. Однако в реальных условиях авария может
развиваться различными путями в зависимости от поведения исследуемой
системы на определяющих этанах процесса.
На рис. 15.7 приведены вероятные цепочки событий, требующих специ-
ального рассмотрения. Определяющее влияние на ход аварийного процесса
имеет прежде всего то, на каком участке твэлов происходит разгерметизация
оболочек. В левой части схемы последовательность этапов аварии построена
исходя из предположения (подтвержденного расчетными н эксперименталь-
ными данными) о том, что максимальное количество разрушений оболочек
твэлов происходит значительно выше средней плоскости активной золы.
Расплавленное топливо, попавшее через поврежденные оболочки в про-
странство между твэлами, может быть вынесено из активной зоны потоком
теплоносителя или удержано в тепловыделяющей сборке, за счет чего ка-
налы для прохода натрия могут перекрываться. Частичная блокировка
каналов считается допустимой (если 90% свободного сечения перекрыто
топливной массой, расход теплоносителя снизится лишь на 10%). В этом
случае аварийный процесс можно остановить на ранней стадии п обеспечить
необходимое расхолаживание активной зоны. Однако, если произойдет
полное перекрытие каналов теплоносителя и расход натрия через активную
зону прекратится, аварийный процесс будет прогрессировать (см. рис. 15 2).
В правой части схемы показано развитие аварийного процесса при усло-
вии, что разрушения оболочек твэлов происходят в основном в районе сред-
ней плоскости активной зоны. При этом расплавленное топливо, выливаясь
ИЗ твэлов, скапливается в центре активной зоны, что приводит к росту реак-
тивности. Хотя существует вероятность выброса топлива нз активной зоны
потоком натрия, скорость роста реактивности настолько велика, что этот
выброс не сможет предотвратить увеличение энерговыдслепия в реакторе.


Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
414
Исходное событие ав
разрушение в верхней
части твэла
Разрушение в средней
части твэла по высоте N
 Розова -
ине сплощ.
ной пробку
Вынос топлива
(потоком натрия
Образование
пробки в лентре
Вынос
топлива
потоком
натрия
Обраэова
мне проб-
ки в пент,
ро
о s
t ~
о
й
Переходная
стадия (начало
разрушения)
Увеличение раз-
меров пробки до
потного перек-
рытия активной
зоны
Y разрушения
у активной*
л
S


Прекрашение аварийного
процесса на ранней стадии
о
Й
*
о
&S
о о
Охлаждение активной
зоны за счет нор-
мальной циркуля
ции натрия
\/ Вскипание
z / топлиг
Разрушение
•1КТМВНОЙ
эоны
Опенка повреждений и обеспечение
охлаждения реактора пост аварии
Рис. 15.7. Возможные варианты развития аварийного процесса с побышенлем мошю*
сти активной зоны
ное поостпапгтпп^пУ Расп,'1авле','1е топлива происходит быстро, свобод-
Счедовчтеч! мп в может быть заполнено топливом за короткое время,
шт в этом с1\ цярДг('УВе11И° возможным путем прекращения цепной реак-
реннего ланчем ДИ П0'1Н0е РазРУше»не активной зоны за счет сил внут-
pn*iuu да вл £41 ]1 Я.
uecS"*™ аВар'","°Г°
Б. РАЗРУШЕНИЕ ТВЭЛОВ
шими на ход аварийности паРаметРамн» в значительной степени
дочек твэлов, а также бигтп^^' ЯВЛЯ1ОТСЯ координаты мест разрыва о*50'
рии. От времени зависит т-1кР^кппОЯВЛС,и'Я ловРежЛе|1»» после начала^
может выливаться из оболочек а™чество расплавленного топлива. kot(J
» а от расположения по высоте активном зон
15.4. Аварийные режимы с повышением
мощности реактора
415
повреждений оболочек —характер изменения реактивности. Расположение
поврежден в ы х i вэлов внутри тепл овыделяюи ten сборки может повлиять
на процесс закупоривания сечения для прохода теплоносителя.
Нес ационарные процессы в твэлах
Возможно, наиболее важным параметром, определяющим поведение
твэла в аварийном режиме, является соотношение между значениями мощ-
ности и глубины выгорания в стационарном режиме. Свежие (необлученпые)
твэлы могут сохранить герметичность при высоких значениях мощности,
поскольку материал оболочки обладает достаточной пластичностью, а давле-
ние внутри твэла мало, так как газообразные продукты деления отсутст-
вуют. ) ели мощность твэла невелика, то в процессе облучения в реакторе
тепловыделяющий стержень сохраняет свою структуру; при этом газ удер-
живается в топливе. Однако при повышении температуры газообразные про-
дукты деления отделяются от топлива и увеличивают давление на стенки
твэла. котор ю вмес ге с гермичегкимп напряжениями способствует быстрому
разрушению оболочки. Такое разрушение, вероятнее всего, произойдет
вблизи центра активной зоны, где оболочки i вэлов подвержены наиболь-
шим иагру к.1М, Следует учесть, что, хотя эти твэлы начнут разрушаться
на раннем этапе аварии, они не окажут сильного влияния па ход процесса,
поскольку количество расплавленного топлива в них в это время относи-
тельно мало Ставную опасность представляет то обстоятельство, что через
разрыв! » оболочек твэлов. образовавшиеся на данном этапе аварии в обла-
сти средней нлискскти активной зоны, впоследствии будет происходить вы-
текание расплавленного топлива.
Основное влияние на аварийны!! процесс активной эоны оказывают по*
вреждения теплонаиряженных твэлов с большой глубиной выгорания топ-
лива. Состояние таких твэлов характеризуется значительными структурны-
ми изменениями топлива и скоплением в газовой полости продуктов деления,
образовавшихся на участках со столбчатой и равноосной структурой (см.
§8.2). Ьлаюдаря этому топливо может расплавиться еще до того момента,
когда произойдет разрыв оболочки твэла. Наиболее вероятный участок, на
котором может произойти разрыв, — это верхняя граниназоны с измененной
структурой, где нагрузка на оболочку, вызванная внутренним давлением
и температурными напряжениями, максимальна.
Использование результатов экспериментов
Для проведения расчетов аварийных режимов необходимо знать числен-
ные значения рассмотренных выше параметров. Точное математическое опи-
сание аварийного процесса в тепловыделяющем элементе чрезвычайно за-
труднено. Поэтому основные данные, необходимые для расчета аварийных
режимов твэлов таких реакторов, как Г1ТР, были получены путем аиа 1ищ
нестационарных режимов на действующих реакторах. Хотя реальные усло-
вия экспериментов нс соответствовали полностью гипотетическим аварийным
режимам, происходящим в объеме активной зоны, полученные эмпиричес-
кие зависимости обладают достаточной точностью 112).
15.4. Аварийные режимы с повышай.
повышением мощности реактора
416
417
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
Детерминистический метод исследований
Значительную роль в анализе аварийных режимов играют т
вае.мые детерминистические методы. Наиболее эффективно зги .. 1К !1аэьь
пользучотся в программах BEHAVE 1131, LAF.M 114). DSTR’ESS lfc-
1161. В каждой программе критерий разрыва оболочки т»»ла они. 11
по правилу составляют!!л cjAmc;;;; лщщщ основе парамптна иеляетг
.Чиллера. Подобная методика применительно к стационарному (н„ у,'-ин^
-   ~ —•’пгт-ютея с данными iKcn/niS”''
- - • «ди Нс.
, DSTR I SS 1151 н FP]x;
HI к'И ' '
даааяюшч ,	с даипымп .кспсримит» .
.ШЛ.1ЧМ. •	' '"тЫ расчетов СОГ-1П<; .„.ТОДПКП 1|'СГ'«П ДМЫКЙВМ
™Хе TREAT' 117к °£КХ^₽1‘"''МаЮТСЯ '"""4ТК“
ИС.
_______________________________________________________________________________________ 	w	-	- ’ » VU {
TREAt '[пГоднако расчетные методики^ т|>/ают лальиейщ,
В. ПРОЧИЕ ФАКТОРЫ
Кроме рассмотренных вышефакторов (расположение и рождений обсею,
чек твэлов, количество топлива, расплавившегося к моменту разрыва обо
ломки), существуют и другие, также определяют!!* развитие аварийна
процесса.
Топливо в потоке теплоносителя
Эксперименты, проведенные на реакторе TREAT !1 по . .мываюг. что.
если расплавленное топливо попадает в канал, по котор му движется ц>
трнй, происходит дробление топливной массы и перенос ее от повреждению
участка твэла потоком теплоносителя. Однако согласно другим исслсдо»
нням (19) топливо при попадании в поток натрия мож* ид гр о з атвер am
И закупорить проходное сечение канала Отсутствие «щр гленносто обы
няется трудностями моделирования реальных аварнАш процессов Рю-
работаны математические программы PLUTO 1201 и I РК’ 1211 для расчел
основных параметров. Очевидно, возможности для перено а топлива потаи*
натрия больше в том слу чае. если твэлы в тепловыделяющей сборке лист»
шюнируются спиральной проволокой, а нс решетками Прог ы чиая нам»
на твэлах не создает препятствия на пути движущегося натрия, а вызов-
ное ею закручивание потока способствует размыванию »»6разоваашик*
пробок. Тем не менее нельзя полностью исключать у тш ли- танинов*
рующей проволоки в закупоривании проходного сечения ТВС оскоик®*
топливной массы 1221.
Возможность длительного отвода тепла
Когда аварийный процесс заканчивается, т е. прекращает» я нс ”'3Д£,
акция деления, необходимо обеспечить отвод остат много тептовыд
разрушенной активной зоны в течение длительного времени Следу
в виду, что поведение твэлов в различных тепловыделяющих сборках i ,
каково и зависит от многих факторов. Как было показано на p«L ’
10.10. соотношение мощности твэла и расхода теплоносителя в яче' оЯВ.
няется в широких пределах внутри ТВС. Особенно сильно этот эфф^1 .
ляется в переходных режимах, связанных с повышением мощности .
нон зоны. Расчеты, проведенные по уточненной методике 1231. |,ока3“ ппо
что во время аварии с повышением мощности разрывы оболочек тв*1
исходят на различных участках в в разное время. Следовательно, м0Ж'1
положить, что даже в случае частичного закупоривания свободного
Т	тр-и и нним п\1-,Хх ° KVh)4eK твэлов проходное сечение каналов
теплоп(кп .>	J вметши ц^стн сборки будет достаточно большим,
и позватнт х |цествлягь отвод тепла в течение длительного времени 1241.
Рисунок о.с 1л. юс1рп|)\ег развитие аварийного процесса внутри тен-
довыде.оиопц и I юрки, дхчоянне оболочки твэла. соседних твэлов п теп-
Рис 15,8. Вероятная картина анарийвого процесса внутри тепловыделяющей сборки
(см левую часть диаграммы на рис. 15.7)
иртыпрк моментов, взятых во временной
^выделяющей сборки ;»’к;,’а,,^е аварИйного процесса не учитывали* к
последовательности. Хотя в рас i те	. патеЛЬ|10СГь может служить
некоторые детали, тем не менее дан ' )x;:fi;vanHf! с понь1Ц1ениеч монипюп!
основой при проведении анализа ава|	- выбросу расплавленного
активной зоны. Разрыв оброчки т а IЦТ>шдроб11ГЬСЯ
топлива через образовавшееся отв 1	•	показаны одновременно
и взаимодействовав средними гаэлами, пари у
Зак 1292
418
Глава <5. Неконтролируем
ь>е аварийные режимы
иппйсжоляшйВ процессы вымывания топлива потоком натрия и частичного
зткупогшваиня каналов для прохода теплоносителя (на чс (верюм рцСуНке
показан™ прХа из топлива, образовавшаяся о верх,юн „ентральпоГ, ,И„,'
сборки, в то время как периферийные твэлы остались неиоврежде|„|Ь11|1||
Различия в поведении твэлов внутри i ВС
Как было сказано выше, временной я пространственный разброс повреж.
денпй твэлов определяется различиями в теплогпдразличес ких параметрах
ТВС что учитывалось при составлении многоканальных расчетных модемен
активной зоны. Однако в пределах тепловыделяющей сборки также могут
наблюдаться расхождения в поведении гвэлов. выли.ин	мистическими
факторами. К ним относятся, например, неравномерность толщины зазора
между топливом и оболочкой твэла, наличие дефектов в мате| але оболочки,
местные возмущения потока и т. д. В результате действия этих факторов
уменьшается вероятность одновременного разрушения болт □ количества
твэлов и концентрации осколков топлива в теплоносителе что облегчает
задачу отвода остаточного тепловыделения.
15.5. АВАРИЙНЫЙ РЕЖИМ С УХУДШЕНИЕМ УСЛОВИЙ ТЕПЛООТВОДА
Аварийные режимы с ухудшением условий теплоотвод эго режимы,
причиной которых является отказ системы отвода тепла р i .ра Наиболее
типичным примером такого режима является остановка 1 к.опционных
насосов первого контура из-за прекращения электроснабжения двигателей
В качестве других вариантов режима с ухудшением тепл свода можно
предположить нарушение целостности контура (например, лучае разрыва
основного трубопровода) или прекращение теллосъема во внешнем kojitv-
ре.
В случае отключения циркуляционных насосов срабатывает система
аварийной защиты, которая останавливает реактор и приводит в действие
систему аварийного теплосъема. Из этого следует, что прекр мнение цирку-
ляции теплоносителя может привести к опасным последствиям лишь в том
случае, если система аварийной защиты не сработает В двух других ва-
риантах аварии главную опасность представляет утечка теплоносителя
или отсутствие стока тепла, что чрезвычайно затрудняет отвод тепла от
реактора даже при нормальном срабатывании системы защиты
При прекращении циркуляции натрия в теплоотводящих контурах воз-
реальная возможность закипания натрия. Ниже рассматриваются
пессяНп°^пИ процссса к”пения натрия и его влияние на ход аварийного про
остя^Л^’ ^одробно анализируется аварийный режим, вызванный
режима пл^п₽ч11*1ЯЦгН теплоиоС11теля. приводится пример расчета такого
вне оамнчних- 0ЦеЯ11ТЬ временной масштаб процесса и взаимодейст-
аваоий связан™ ,'Т0р0В' ® завершение дается обзор других возможных
аварии, связанных с ухудшением теплоотвода в реакторе’.	1
А.КИПЕНИЕ НАТРИЯ
значение^тГ'анатизз^лй К!|1!ения натРия в активной зоне имеет большое
кипения натрия "требует реактора в аварийном режиме Изучение
характеристик дв' хсЬа’зш грассмотрения гидравлических и температурных
грева ^кшт,Г\^ХХС::Ож,,Т1>ИЯ:|>еж,"'ов ’ечи"‘я- tTene““ *£
1 жидкостном пленки и увлечения каль!
15.5. Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода
419
натрия потоком паров, а также поступления жидкости в осушенный капал.
К настоящему времени выполнено большое количество работ но исследова-
нию процесса кипения натриевого теплоносителя быстрых реакторов |25—*
Режимы течения кипящего натрия
11аблюдаются различные режимы течения кипящих жидкостей
(рнс. 15.9). При кипении жидкометаллического теплоносителя в условиях
относительно низкого давления (характерного для контуров реакторов БН)
наблюдаются два основных режима течения: пробковый и стержневой {коль-
цевой} в отличие от эмульсионного режима течения воды при высоком давле-
нии в тепловых реакторах.
Процесс кипения теплоносителя в канале начинается с появления пу-
зырька пара, который растет и затем конденсируется. (' повышением тем-
ператх ры генлоносител я кати честно образовавшихся пузырьков растет;
они 1 р\пиируются в более крупные, а затем • в один большой пузырь, ко-
торый вын‘сняет жидкость в периферийную область канала. В результате
может возникнуть «опрокидывание» потока, когда часть жидкости под дей-
ствием давления пара движется в обратном направлении. Режим кольцевого
течения натрия в канале относится к категории дисперсных режимов. Он
характеризуй гея наличием большого парового объема (аналогично парово-
му режиму течения при кипении воды). Напротив, при эмульсионном ре-
жиме большая часть объема канала заполнена жидкостью.
Рнс. 15 9. Режимы течения ки-
пящих жидкостей в вертикаль-
ных каналях [32 ]
А — эмульск<яп1ыЯ режим; Я
flip пой ре.* им; В иробкстыЛ f’ft-
• нм; /’ стержнгиой режим; Д-
гтгржиедеЯ р«*жнм с обратным по»
томом (режимы В. Г и Д хпринте-
рн।уют течение кипящего кптрмя
е теплое мд» л эющнх сборках р- лк-
торон ПН; гировой 16} к стерж-
невой (Г) режимы течения отно-
сятся к категории лиеоярсных]; 1 
пар; 2 — жидкость
Модель пробкового режима течении, характеризуемого множеством
паровых пузырей, используется в расчетной программе SAS [61 для анализа
аварийных процессов в реакторах БН. Па рис. 15.10 показано развитие про-
цесса кипения при остановке циркуляции теплоносителя. Кипение начи-
нается в верхней части активной зоны, где температура теплоносителя име-
ет максимальное значение. Первый пузырек пара уносится потоком в об-
ласть с меньшей температурой и в течение 50 мс конденсируется Второй
пузырек существует более долгое время (так как температура натрия и его
паров повышается), однако также исчезает. Этот процесс повторяется,
причем пузырьки становятся более крупными и стабильными, а затем рас-
ширяющиеся пары натрия останавливают и «опрокидывают» поток жидкости
Следует заметить, что при низком давлении, характерном для реакторов
БН, плотность паров натрия примерно в 2000 раз меньше, чем плотность
14*
420
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
Рис. 15 10. Образование
паровых пузырен в нат-
рин на начальной стадии
аварийного режима,
обусловленного оста-
новкой циркуляции теп-
лоносителя:
I — уровень ran ивки тепло-
видел яющсЛ сборки; 2 —
жидкнп н.ирпП; 3 - пиры
натрия; 4 -• верхняя грани
цл а кт н mm Л тки; 5 ниж-
няя граница пктмамол
жидкости. Поэтому испарение небатыпого количества лкого натрид
приводит к образованию значительного объема паров. коп-ры- в конце кон-
цов, могут остановить поток жидкого натрии.
Перегрев натрия
Ранее проводимые лабораторные исследования кипения натрия показали,
что в некоторых случаях происходит значительный пер< i рев Жидкости
до начала объемного кипения. Результаты этих исследова! фсдставлены
в статье Фоске (271. Температура перегретого натрия в условиях экспери-
мента достигала 900 СС. Полученные результаты выявит ли >зе проблемы:
трудность предсказания момента закипания натрия, свя ганну ю с возможным
перегревом, и вероятность значительного повышения давления в реакторе
при интенсивном закипании натрия во всем обы*ме активной юны
В настоящее время явление перегрева натрия достаточно хорошо изуче-
но, и среди специалистов существует мнение, что в реакторах БН вероят-
ность перегрева практически равна нулю. Одним из факторов. предотвра-
щающих большие перегревы, является наличие в натрии Мелких пузырьков
инертного газа, которые служат центрами парообразования |28| Данные
экспериментальных исследовании процесса кипения натрия в каналах с при-
нудительной циркуляцией 1291 и опыт длительной эксплуатации реакторов
БН [301 показывают, что перегрев натрия в момент начала кипения практи-
чески отсутствует.
Выпаривание жидкостной пленки
Во всех режимах течения на начальной стадии процесса кипения на-
трия внутренняя поверхность канала покрыта пленкой жидкости. Пар.
разующиися при нагревании этой пленки, поступает в центральную
ТаКИМ ОС’Ра30М У^чивая объем парового пхзыр я 11арообрззо-
ста ловите ибо it ш а Г" опРок,|дива1|1|Я потока, когда поверхность пленки
тивного ОХТЗЖ1РШ -ТДарй нал,!ЧИЮ пленки создаются иловия ддязфИ'
и niXXil^	ЧТО «Р^^Рапяет их от разрушения
между твэтчмм Иг  °А Газо°бРазнь,х продуктов деления в пространен0
сматонвасмом «мг кольк- жидкостная пленка играет важнчю роль вр**
~.очснь шж"° ра“чита1Ь в₽я,я “с-
15.5. Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода
421
После того, как процесс кипения начался, объемная доля жидкости
в двухфазном потоке быстро снижается до 0,15 0,2. Если рассматривать
ТВС реактора РЕТЕ, состоящую нз 217 твэлов с днстаншюннрующей про-
волокой, то значение объемной доли жидкости, равное 0,2, будет соответ-
ствовать толщине жидкостной пленки около 0,1 мкм при условии ее равно-
мерного распределения ио поверхности твэлов. Два процесса способствуют
уменьшению толщины пленки: испарение жидкости и захват ее потоком
пара. Если процесс испарения рассчитывается сравнительно легко, то увле-
чение жидкости потоком пара — процесс сложный и не поддающийся про-
стым расчетным оценкам.
Захват жидкости из поверхностной пленки потоком пара происходит при
определенных условиях. Когда скорость движущегося вверх потока пара
превышает критическое значение (зависящее от давления пара и жидкости,
вязкости и поверх постного натяжения жидкости н относительной скорости
движения жидкости п пара), на поверхности пленки образуются большие
волны, размер которых может значительно превышать среднюю гол тину
пленки. Когда вязкостное сопротивление, обусловленное волнами на но-
верхносгн пленки, уравновесит силу тяжести жидкости, движение пленки
ио вертикали прекратится; при увеличении скорости пара жидкость нз
пленки частично захватывается и уносится паровым потоком.
По результатам исследован ini, проведенных с использованием критерия
Рейнольдса, минимальная скорость парового потока, при которой происхо-
дит ззхт-ат жидкой пленки, равна приблизительно 37 мс |31|. Для того,
чтобы движущийся поток натриевых паров увлек расплавленный металл
оболочки твэла, скорость потока должна стать не меньше 120 м с (благодаря
существенно большей плотности нержавеющей стали по сравнению с на-
трием).
Если аварийная остановка циркуляции теплоносителя произойдет в
реакторе ML работающем па номинальной мощности, то за счет только ис-
парения натрия периферийная пленка исчезнет в течение 0,2—0,3 с. Одна-
ко в самом начале процесса кипения натрия скорость движения паров зна-
чительно превысит критическое значение, и за счет уноса жидкости паровым
потоком время существования пленки сократится но крайней мере па по-
рядок. Следовательно, если не учитывать захват пленки потоком паров,
ошибка в оценке времени существования пленки может быть значн гельноп 121.
Вторичное поступление теплоносителя в канал
Большой интерес представляют явления, связанные с вторичным поступ-
лением жидкого теплоносителя в осушенный канал: с одной стороны,
это дает возможность отвода тепла, с другой стороны, во шикает ворон гное гь
интенсивного теплового взаимодействия теплоносителя с расплавленным
топливом it металлом оболочек. В случае, если произошла аварийная
остановка циркуляции теплоносителя в активной зоне или в одной
ТВС, скорость испарения натрия превышает скорость конденсации паров,
бла! одари чему вторичного поступления жидкости в капал не происходи г.
Однако, если кипение натрия имеет место в одном из каналов внутри ТВС
(вследствие частичного перекрытия сечения), конденсация может преобла-
дать над испарением, что позволят предотвратигь разрушение оболочек
твэлов за счет отвода тепла жидкостью |33|.
Поступление жидкости в капал можем происходить без смачивания сте-
нок, если температура твэлов достаточно высока. Предварительные ощщки
показывают, что пленочный режим может стать доминирующим в процессе
<22
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
,.Л пор томпепатурзх оболочек твэлов, близких к точке rm
Х'^шГнатичие паровой пленки уменьшает вероятность тепловых уда.’
р"в при, псктуХни массы «холодного» теплоносителя в разогретый cyxoft
канал.
Б НЕКОНТРОЛИРУЕМЫЙ АВАРИЙНЫЙ РЕЖИМ, СВЯЗАННЫЙ С ПРЕКРАЩЕНИЕМ
ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Остановка циркуляции теплоносителя через реактор может быть вызвана
аварийным отключением ГЦН первого контура вследстнис прекращения
электропитания обмоток двигателей. При этом расход натрия в контуре
снижается пропорционально уменьшению скорости вращения насоса вместе
с двигателем (в расчете учитывают также инерцию массы натрия а конту-
ре). Если реактор не будет остановлен, т. е. аварийная зашита по какой-либо
причине не сработает, кипение натрия в активной зоне нач гея через не-
сколько сектнд, вслед за чем произойдет расплавление обол чек твэлов и
топлива.
Расчетные методики
Как и при анализе аварии с повышением мощности р< »ра. в данном
случае также необходимо применение программ расчета н» п энных потоков
и теплоглдравлических параметров на основе многоканальн < схемы актив-
ной зоны. Наиболее эффективным и удобным инструмент'м для расчета
аварийного процесса с остановкой циркуляции натрия явля' гея серия про-
грамм SAS. Эти программы включают в себя блок расчета nj ееса кипения
натрия (с учетом выпаривания пленки и вторичной подачи i плоноентеля)
135], а также блоки расчета перемещения расплавленных масс стальной
оболочки 1361 и топлива 137]. Результаты расчета процесса кипения натрия,
выполненного по этим программам, удовлетворительно совпадают с экс-
периментальными данными. Расчеты последующих этапов аварийного про-
цесса дают менее надежные результаты, поскольку соответствующих экс-
периментов не проводилось, а математическое моделирование изменяющейся
конфигурации активной зоны связано с большими трудностями
Вариант расчета аварийного процесса
На рис. 15.11 представлены расчетные кривые, характеризующие аварий-
гойоп°ЦеСС' вызванный остановкой циркуляции теплоносителя в реакторе
К К с 1 омогениой активной зоной в конце равновесного цикла. В рас-
Т^Вс'Х приа,1Малось’ что канал с максимальной температурой содержит 12
гпрИ°тп?г,е, ^0Вьииенияте-мпературы теплоносителя из-за постепенного разо-
вая темпрпятгпВ°1ЗННКаеТ неб°льшая отрицательная реактивность, вызван-
нением птотн'^т! расш,,РеН11ем твэлов. доплеровским эффектом и изме-
нением плотности теплоносителя.
зитадьно^пет'Трг медлениомУ падению мощности. Однако прнб-™'
Позднее когда KiinMi?1136™ к,1пение натРня в наиболее разогретых ТВС
положительный пустота г-П£к^Х°ДИТ уже во МНОГ|,Х сборках, возникает
начинает пасти	э^?ект Реактивности, и мощность активной зона
rvPX Sb	°баточек ^ьных твэлов и изменение конф*
Приблизительно через’и 4 с мГн ИТель,,0Чу уединению реактивна™-
Р . после начала процесса происходит разруюеК
15.5, Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода	423
тепловыделяющих элемен-
тов в сборках, натрий в ко-
торых полностью испарил-
ся. Частицы топлива под
действием давления паров
натрия и газообразных
продуктов деления отбра-
сываются к периферии ак-
тивной зоны. Продолжаю-
щийся рост объема пустот
в натрии за счет его испа-
рения, а также постепен-
ное у плогпенне размель-
ченной массы топлива вы-
зывают вторичный подъем
мощности, в результате ко-
торого происходит рас-
плавление всего топлива в
G
Рнс. 15.1 L Изменение мощности реактора и реак
тинное гн в неконтролируемом ааарн Гигом режиме,
связанном с остановкой циркуляции теплоносителя
активной зоне. Этот вторичный подъем мощности прекращается благодаря
интенспвномх рассеянию топлива.
На рчс. 15.12 показан ход развития тенлогидравлических процессов в
наиболее теплонанряжениой ТВС, построенный на основе расчета [381.
Примерно через 0,5 с после начала кипения происходит «опрокидывание»
потока теплоносителя в канале. Вслед за этим происходит повторное по-
ступление натрия в канал, сопровождающееся интенсивным иарообразова
наем. Этот процесс многократно повторяется. В верхней части активной
зоны выпаривание жидкой пленки происходит примерно через I с после
начала кипения натрия, и вскоре начинается плавление оболочек твэлов.
В центре зоны выпаривание пленки в каналах иногда происходит прибли-
зительно в течение 0,1 с после начала кипения, что согласуется с данными,
приведенными выше.
Рнс. 15.12. Процессы, происходящие в наиболее теплоизпряжемном канпае в •  рм ноц
режиме (см. рис. 15.11). Штриховой линией показано изменение реактивности к. счет
натриевого пустотного коэффициента для данного канала
кипящий натрий; 2 — верхняя граница ангинной зоны; 3 — нижняя граница «к г НАДО* маем; 4 -
выпаривание жилкой пленки; 5 — плавление оболочек тайлов
<24
лиииыр аварийные режимы
Глава 15. Неконтролируемые авар н
! „оказывают, что возможность длительного отвода
вызывает сомнение. Хотя разрушение активной зоны
-<ик усилии на данном этапе не происходит, нельзя
- -Х'тамть перекрытия сечения каналов тепловое,,теля затю
----- .роятнек } I металла оболочки твэлов. Таким образом
нрсйесеа соответствуют началу переходной стад.,,,.	'
Результаты расчета
тепла в активно!! зоне i
за счет гидродинамически
исключить ве
девающими осколками топ
Последовательность событий аварийного процесса
Из приведенного примера видно, что исследование неконтролируемой
аварии, вызванной остановкой циркуляции теплоносителя, связано с боль-
П1ИМП трудностями, тем более, что развитие процесса на от ; зьных этапах
нельзя определить однозначно. На рис. 15.13 показаны в можные пут
Отвод тепла в активной
зоне за счет нормальной
циркуляции теплоносителя
X	Р	СК
X	L	<0	ф
J	о	и	Y	X
ж х = d. о
О g С £
I® =
активной зоны
Разрушение
ставной зоны
Стадия разрушения
активной
Оценка повреждений
и обеспечение охлаждения
топлива после завершения
аварийного процесса
Переходная стадия
(постепенное увеличение-
раз рушений )
/ Испарение
> топлива
ероятные п)ти развития неконтролируемого аварийного процесса связан-
ного с ухудшением теплоотвода а реакторе
циркуляции теппо'носитр,0Г° авар|В|!10Г0 процесса, связанного с остановкой
более вероятная пос зелпЛ™ "р11Чем дв°й»ымн стрелками обозначена най-
вышения мощности пеанеnTul0CTb событий- Если в случае аварийного по-
тение цепной реакции в активной "еп ВОЗМ0ЖНЫМ является быстрое прекр*
носителя, то при отказе г,„.т1° 301,е при сохРа»енин цнркхляции тепло-
чрезвычайно мада. Когда начшХсТУ1™™043 ве1)ОЯТНОСТЬ такого исХ?
ается интенсивное кипение натрия, праь™
15.5. Аварийный режим
с ухудшением условии теплоотвода
425
чески невозможно предотвратить распространение аварии на весь объем
активной зоны н плавление значительной доли топлива*.
Вопрос состоит в том, приведет ли рост реактивности, вызванный образо-
ванием пустот в натрин н перемещением топлива н металла, оболочек твэлов,
к разрушению активной зоны, или начнется кипение топлива (переходная
стадия). Ниже рассматриваются основные особенности аварийного процесса.
Плавление оболочек твэлов
Помимо пустотного коэ(|х|)нцнепта реактивности, на развитие аварии,
вычшнной остановкой циркуляции теплоносителя, влияет перемещение
расплавленною топлива и материала оболочек твэлов.
Ход аварийного процесса зависит от поведения материала оболочки
твэла и максимального перемещения оболочек. Из рис. 6.10 видно, чго если
металл оболочек удаляется из активной зоны, реактивность увеличивается.
Рис 15 14 Процесс перемещения рпсплавлениого металла оболочек твэлов в аварий
ном режиме с ухудшением теплеютвола в активной зоне (ио дикным [39|):
Ug скорость потока raja. Л — капало плавления сбпличск; /» обр.чаовлнии ноли на лпигрхкости
рзсл.1 tiR.iciiu п м> тпл 1 । к'юлочгк и уил« ‘:« лис металла дпижупшмея пларх потоком плроп; Я
перераспредели н иг потока парой между соседними каналами и стекание раеггл аллейного металла;
Г • npoOxonufl режим потока и кос ста г<овл mine первоначал иного расхода парок а канале: Д err-
каин*- рагп ‘.тленного металла (аналогично стадии /1); далее процесс нопторяетсл
Кроме тою. при своем перемещении расплавленный металл может попасть
на менее разогретые участки, что приведет к его затвердеванию и образова-
нию пробок в каналах теплоносителя.
На рис. I5.ll показано возможное перемещение плавящегося металла
оболочки I39I После того, как плавление началось (/I), благодаря высокой
скорости паров натрия происходит образование волн на расплавленной по-
верхности оболочки и захват капель жидкого металла потоком пара (/>)
Однако благодаря волнам на поверхности металла значительно увеличива-
ется местное гидравлическое сопротивление и поток натриевых паров на
Иравляется в смежные каналы, тем самым давая возможность металлу сте
кать вниз (В). Затем нормальное движение потока восстанавливается (Г)
* С этой точки зрения представляет интерес конструкция активной зоны реак
тора <Супер-Феникс». Согласно расчетам повышение температуры в активной лон«
из-за ухудшения теплоотвода приводит (за счет отрицательной обратной святи) к умень-
шению мощности, что предотвращает кипение натрия.
426
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
=Г'ХлпГмХперас^траи|1™:я на № актпппую золу. Поскадь!
Г пеге '«7а%°аЫе,,.!<>% металла в верхнюю чает,, актив,,зовы, где
тем????™ значительно ниже, приводит к его затвердеванию и закуп„.
Иван,ю проходного сечения капало», „нтепсиввос-ть переноса во „|ЮГ
о=жт развитие процесса. Эксперименты, проведенные на реакторе,
показывают, что действие описанного механизма процесса сдерживает еер,
тикальное перемещение металла оболочки, хотя зак\ порив.нще отдельных
каналов в верхней части активной зоны все же происходи г.
Перемещение топлива
Другим важным фактором, влияющим на ход авар о процесса,
является перемещение топлива. Первоначальные исследования но этому
вопросу были посвящены возможному оседанию расплавленного топлива под
действием сил тяжести. Позднее исследовалось разрушение топливных бри-
кетов в результате внутреннего давления газообразных продуктов деления
1401.
Последние экспериментальные и расчетные нсследова -ня [411 проде-
монстрировали, что разрушенное топливо представляет со( i смесь жидко-
сти и твердых осколков, поскольку процессы плавления и •< конического
разрушения топлива проходят одновременно.
Авария, вызванная ухудшением условии теплоотвода
при одновременном повышении мощности реактора
Для реакторов сравнительно малой мощности (таких, как Н ТЬ) на-
триевый пустотный эффект реактивности незначителен. п< этому при ухуд-
шении условий теплоотвода баланс реактивности в активной зоне практи-
чески не нарушается. В рассмотренном выше аварийн ом процессе реактора
CRBRP происходит быстрое расплавление оболочек и топлива твэлов. од-
нако рассеяние топлива в наиболее горячих ТВС приводит ь снижению ре-
активности.
В более мощных реакторах БН. в которых относительная утечка ней-
уР°нов мала, что определяет большое значение натриевого пустотного ко-
эффициента, испарение натрия может привести к интенсивному росту реак-
тивности, характерному для аварийного режима с повышением мощности
СЛИ <Ы В РассмотРенп°м примере не учитывалось рассеяние топ-
т высок°й температурой. не произошло бы снижения
R	Р ’ Таким образом, в одной аварии реализуются два уело*
Большоезна™ГпТВ°Да " недоп>'с™мое повышен не мощности реактора,
бенно на участках ™ °М ?ежиме имеет характер разрушения твэлов, <хо-
?=	Г.'
заци» оболочек твэлов буда i neS™ "^"О-тожить, что разгер*™;
_	происходить В центре активной зоны. Кроме
* Данная модель основана на
происходят на нескольких вдк?0 что аналогичные пропев
15.5. Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода	427
того, в зависимости от значения натриевого пустотного коэффициента ско-
рость ввода реактивности в этом случае может быть больше, чем в аварии с
повышением мощности реактора.
В. НАРУШЕНИЕ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТРУБОПРОВОДОВ
Как указывалось в § 13.3, в качестве максимальной аварии ЛВР рас-
сматривается разрыв полным сечением трубопровода первого контура. В ре-
акторе БН такая авария менее вероятна, поскольку давление натриевых
контуров значительно меньше по сравнению с водяными. Кроме того, не-
ржавеющая сталь натриевых трубопроводов обладает высокой пластично-
стью. поэтому появление малой трещины в стенке не приведет к полному
разрыву трубопровода (для обнаружения течей натрия существуют доста-
точно надежные системы). Тем не менее вероятность разрыва трубопровода
первого контура рассматривается с целью опенки возможного поведения ре-
актора Ы1 в экстремальных условиях. Очевидно, в случае такой предпола-
гаемой аварии практически мгновенное прекращение циркуляции теплоно-
сителя приведет к закипанию натрия в активной зоне, несмотря на срабаты-
вание аварийной защиты.
Исходное событие
Если рассматривать предполагаемую аварию применительно к реактору
БН ш т.к вого типа, наиболее опасным будет разрыв трубопровода в обла-
сти входною патрубка нижнего напорного коллектора, т. е. в самой низкой
точке первого контура. В этом случае масса натрия на участке между
активной юной I! точкой разрыва трубопровода имеет минимальное значение;
гндравлнчес1.(Х' сопротивление участка также мало. В целях предотвращения
утечки натрия нз реактора напорные трубопроводы окружены защитными
кожухами. Большая течь теплоносителя в нервом контуре может быть обна-
ружена измерительной системой, одновременно контролирующей два пара-
метра: давление натрия и нейтронный поток в реакторе. Сигнал, пропорци-
ональный значению квадратного корня отношения этих параметров, пода-
ется в систему автоматики (это приблизительно соответствует контроля;
отношения расхода теплоносителя и мощности активной зоны). Отклонение
сигнала от номинального значения приводит к срабатыванию аварийной
зашиты, останавливающей реактор приблизительно через 0,5 с после раз-
рыва трубопровода.
Характерные параметры аварийного процесса
После остановки реактора происходит рост температуры теплоносителя
вследствие большого остаточного тепловыделения твэлов. При этом может
начаться кипение натрия (если количество параллельных петель первого
контура равно по крайней мере четырем, вероятность кипения натрия не-
значительна). В соответствии с распределением температуры по сечению
ТВС кипение начнется прежде всего в центральных ячейках, одновременно
с этим будет происходить конденсация паров натрия в верхней части актив-
поп зоны. Главной задачей на данном этапе аварии является предотвраще-
ние распространения кипения натрия на другие твэлы и обеспечение ин-
тенсивного отвода тепла.
r„... 15. Не,.к.р.л.рУем^ д.арийнмс р.ж-мм
428
Г. прекращение ТЕПЛООТВОДА во внешнем контуре
Исходные события
г включение рассмотрим вариант ухудшения охлаждения активной зоны
Ь за ключе р тртоотвода во внешнем конторе. Отвод остаточно*
вследствие прекраще ни	•	нормальной остановки реактора
‘прокачиванием теплоносителя в контурах с помощью
основных насосов. В случае потери электроснабжения и одновременного
on ia резервного источника питания (дизель-генератор,.в) невозможно
Хпечить прннудительггую циркуляцию теплоносителя через реактор.
Поэтому оборудование основных контуров реакторов Ы1 располагается
таким образом, чтобы создать благоприятные условия для естественной
циркуляции натрия, обеспечивающей падежное расхолаживание активной
зоны Эксперименты, проведенные на полномасштабных п шх активной
зоны: подтверждают возможность эффективного теплоотвода за счет естест-
венной циркуляции теплоносителя (см. § 12.2; II.J)
Однако, если становится невозможном передача тента к внешнему
охладителю (нарушается связь между первым и вторым млн между вторым и
третьим контурами с одновременным отказом резервных сш м аварийного
расхолаживания), естественная циркуляция теплоносителя не может
возникнуть, что чрезвычайно осложняет задачу отвода те) активной зо-
не.
Режим естественной циркуляции кипящего теплоносн я, условия
теплоотвода
Хотя обычно режим естественной циркуляции осуществляется однофаз-
ным потоком теплоносителя, в некоторых случаях достаточн эффективный
теплосъем в активной зове может обеспечиваться в условиях кипения натрия.
Как показывают результаты расчетов 1421 и экспериментов [431, при мощ-
ности реактора, соответствующей остаточному тепловыделению, режим ки-
пения натрия может быть достаточно устойчивым. Поток кипящего натрия
обеспечивает надежное охлаждение ТВС, остаточная мощность которой
составляет до 5 % номинального значения.
В верхней, более холодной, части ТВС пары натрия конденсируются,
причем вначале скорость конденсации значительно превышает интенсив-
ность парообразования. Однако за счет тепла конденсации и поступления
горячего натрия температура верхних участков ТВС повышается, что спо-
собствует увеличению средней температуры натрия в ТВС и интенсифици-
рует естественную циркуляцию теплоносителя. При увеличении расхода
теплоносителя возможно временное прекращение кипения или чередование
однофазного и двухфазного режимов течения.
0ТВ0Д теала к ВнешнемУ охладителю не будет восстановлен доста*
_о р ЧТи ы предотвратить интенсивное кипение натрия в активной
ловыдетяюшну	пРедска?ать Дальнейшее поведение системы. В теп-
ниетвэюн млжрт ппКЭХ с. большей глубиной выгорания топлива разруб’
Определенное втняиир 3°ИТ1' ПР” 7емпеРптУРе натрия ниже точки кипения
образных iido-jvktor -г/*3 Разв11Т,1е аварии оказывает выход из твэлов газ*
скольку реактор находится’51’ 0Д^К0 Л"Ц1Ь на Раиней стадии аварии. По-
ине вторичной кпитич(гк “ В глуб°ко ппДкритическом состоянии, образов3’
ie вторичной критической массы в активной зоне при плавлении топлива
15.6. Переходная стадия	429
маловероятно. Но такую возможность нельзя не учитывать: критическая
конфигурация может рассматриваться в качестве исходной ври анализе
переходной стадии процесса.
15.6. ПЕРЕХОДНАЯ СТАДИЯ
Переходная стадия предполагаемого неконтролируемого аварийного
Процесса характеризуется значительной деформацией активной зоны в ре-
зультате плавления ее элементов, при этом реактивность системы мала
)44|. Скорость плавления активной зоны относительно невелика (по сравне-
нию с разрушением активной зоны под действием внутреннего давления).
Для анализа процессов, происходящих на данном этапе аварии, нельзя ис-
пользовать расчетные методики, разработанные применительно к исходной
конфигурации активной зоны (см. § 15.4, 15.5) или для полностью расплав-
ленной активной зоны (см. § 15.7). На переходной стадии аварийного про-
цесса расплавленная масса активной зоны может достичь температуры ки-
пения благодаря остаточному тепловыделению, если учесть реальную веро-
ятность перекрытия входного сечения активной золы затвердевшим метал-
лом оболочек твэлов, стекающим в нижнюю часть ТВС в результате плав-
ления. .Задача анализа состоит в тучеини условий и скорости образования
вторичной критической массы. Если доля пустот в кипящем объеме актив-
ной зоны относительно велика (за счет испарения), то вероятность возник-
новения критического состояния незначительна. 15 противном случае могут
возникнуть условия для образования вторичной критической массы.
Парообр.т юианис в активной зоне определяется наличием прямой связи
между активной зоной и массой натрия в верхней части реактора. Если этп
объемы сообщаются, система называется открытой, если же они разделены
барьером (образованным затвердевшим топливом и металлом оболочек),
активная зона становится закупоренной. Ниже обсуждается возможность
образования разделитель!кит» барьера. Важным вопросом является анализ
режима течении в кипящем объеме, поскольку он определяет механизм пе-
реноса вещества внутри активной зоны (от которого в основном зависит веро-
ятность образования критической массы). В процессе анализа должны учи-
тываться тепловые потери, влияющие на интенсивность парообразования.
Рассматриваются факторы, влияющие на механизм кипения расплавленной
массы активной зоны. В заключение дается описание расчетных методик,
разрабатываемых для анализа переходной стадии аварийного режима.
А. ВЕРОЯТНОСТЬ «ЗАКУПОРИВАНИЯ» АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Как говорилось в предыдущем параграфе, если материал оболочки твэ-
лов разогрет до температуры плавления, существует возможность пере-
мещения его по вертикальной оси от центра активной зоны под действием
потока натриевых паров и сил тяжести. Попав в зону с меньшей температу-
рой, сталь вновь затвердевает. Как показывают эксперименты и расчетные
исследования, значительные количества жидкого металла оболочек (и.
возможно, расплавленного топлива) оседают в нижней части активной зоны
н затвердевают, блокируя входное сечение для прохода теплоносителя Ве-
роятность закупоривания верхнего, выходною сечения активной зоны явля-
ется менее определенной. Результаты реакторных исследований по этому
вопросу приведены в обзорной статье Дикермана 119). Хотя в ходе экспери-
ментов были обнаружены пробки из затвердевшего металла в верхней части
ТВС, полученные результаты не являются представительными из-за шранн-
Глава 15. Неконтролируемые
аварийные режимы
43С
„а тМ-юв (от одного ДО семи), которое не позволяет Промоде.:,,,,
ценного чис.татВЭЛ0В	, характеризующие прочесе, например стекам
ровать отдельные явления, е 1р|, остановке потока паров. ,nafif.
вниз расплавленного “с[Х<^ТЦС, тоетой 28 то,.,on. ,,„„Е^
раторпые исследования I . Vq то.что в масштабе всей активной 
д„.,п выводы, сделана е Фо кс U W т ;,ав.,o6o.io4Kll J' =»
,,b’szs дада —"-оптроазруемого
•т „пл существует вероятность отложении затвердевшего ме-
?а™ вл" “oSa в верхней часто активной зоны. Во-первых. „ерИ|ое
^териала оболочки возможен в начале процесса плавления, о чем говор,,.
Рис. 15.15. Затвердевание жидкого топлива
на стенках канала (охлаждение топлива
за счет теплопроводности затвердевшего
слоя):
/ — поступление расплавленного топлива из ак-
тивной 'эоны; 2 — верхние элементы стальных
конструкция активной зоны; 3 — затвердевшее
топливо; 4 — жидкое топливо; 5 — глубина про-
никновения топлива
Рис. 15.16. Образование пробки п кап»,
ле при затвердевании расплетенного
топлива:
/ — посту плен не распл	тоодвм к»
дктавмоИ эоны: 7 —верк ня* Mr менял стали
них конструкций агтжыгой зовы; З-мгвф
девшее топливо; 4 — ж*ишо* гоп л в во; J —гду.
би на прояккховоме толлмвв
лось выше. Во-вторых, отложение происходит вследствие i броса из ак-
тивной зоны расплавленной смеси топлива и металла под действием сил
внутри кипящего объема. Для расчетного анализа процесса отложений за-
твердевших материалов на верхнем участке активной зс ны (в районе зоны
воспроизводства и газовой полости твэлов) разработаны три различные мо-
дели.
Первая расчетная модель (рис. 15.15) основана на предположении, что
затвердевание расплавленной массы происходит в результате охлаждения
за счет теплопроводности. При этом скорость процесса опрсде гнется изме-
нением теплового потока через слой затвердевшего топлива на стенке ка-
нала*.
По мере увеличения толщины слоя проходное сечение канала уменьшает-
ся, а затем полностью перекрывается, и поток теплоносителя останавлива-
ется. Ченг и Бэйкер [46] одними из первых проводили модельные исследова-
ния процесса замораживания жидкости в охлаждаемых трубках. Зафик-
сированные значения глубины проникновения жидкости в холодную зону
хорошо совпали с результатами расчетов по методике, учитывающей охлаж-
дение жидкости за счет теплопроводности
венни rMn?X?TCeHa “ Джексона Ш],’стенка канала при соприкоси*
затвеодевРаю1ПРгп гпаТ’ топлнв°м бУдет плавиться и не сможет удержать
соответствии с клтгпл“Т°ПЛИВа’ ^'<И пРадложили Другую .модель процесса, в
ком топлива и на гчч’т^11'10 передается стенке канала турбулентным пото-
точно низкой поойсхтнтплДе,ТеМПерату₽а массы топлива становится доста-
________'	' р д объемное затвердевание топлива, и сечение канала
во, хотя в Действительности’это мож/т^йм расп'13вленн8я масса обозначена как топли-
Изображенные участки тХ™	”
15.6. Переходная стадия	431
перекрывав! ся образовавшейся пробкой. Проведенные ранее эксперименты
[481 подтвердили точность методики, основанной на модели объемного зат-
вердевания (рпс. 15.16).
Проводились также лабораторные исследования проникновения рас-
плавленной двуокиси урана в верхний коллектор реактора [491. Экспери-
менты проводились на модели без натрия. Для разогрева UO2 до температу-
ры плавления использовалась термитная реакция (химическое взаимодей-
ствие ворошка урана с	Результаты этих исследований в основном
подтвердили концепцию объемного затвердевания, однако данные, полу-
ченные Эпштейном [.)0|, показали необходимость учета возможного плав-
ления оболочки канала н смешивания расплавленного металла с жидким
топливом.
На основе результатов экспериментов и расчетных исследований Эпш-
тейн сделал вывод о том, что вероятность свободного сообщения между кипя-
щим об1>емом активной зоны и верхним коллектором реактора, заполненным
натрием, очень высока 151). Однако данные более поздних исследований не
подтвердили этот вывод. В настоящее время работы по изучению механизма
кипения в замкнутом объеме активной зоны продолжаются.
6. РЕЖИМЫ ТЕЧЕНИЯ РАСПЛАВЛЕННОГО ТОПЛИВА
Возможные режимы двухфазного потока кипящего натрия рассматрива-
лись выше (см. рис. 15.9). Как было сказано, появление эмульсионного ре-
жима течении исключается благодаря низкому давлению натрия. Харак-
терным для потока натрия, кипящего в пространстве между твэлами, явля-
ется образование больших паровых пузырен, почти полностью перекрываю-
щих сечение канала.
Однако совершенно иначе развивается процесс кипения движущегося
в объеме ТВС или всей активной зоны расплавленного топлива, которое в
отличие от натрия является тепловыделяющей жидкостью. Если тепловы-
деление невелико, поток топлива имеет преимущественно эмульсионный
характер. С ростом мощности режим течения переходит в турбулентно-
эмульсионный, а затем — в пенистый. Процесс возникновения дисперсного
режима течения, когда в потоке пара движутся отдельные капли жидкости,
еще недостаточно изучен. По мнению исследователей, образование крупных
паровых пузырен, перекрывающих значительную часть проходного сечения,
невозможно в условиях кипения топлива в активной зоне благодаря отно-
сительно большому объему, в котором происходит кипение. При движении
кипящего натрия в узких каналах межтвэльных ячеек паровые пузыри ста-
билизируются за счет вязкости жидкости и сил поверхностного натяжения,
однако кипение топлива в активной зоне, структура которой полностью
нарушена, происходит в совершенно иных условиях.
Если рассматривать режимы течения в последовательности, представ-
ленной на рис. 15.9, то турбулентно-эмульсионный и пенистый режимы долж-
ны быть между эмульсионным и дисперсным. Но данным эксперименталь-
ных исследований высокочастотного нагрева жидкостей, проведенных Гинс-
бергом и его сотрудниками (52), турбулентно-эмульсионный ноток характе-
ризуется бурным перемешиванием, а доля пустот в кем превышает 50 %.
В пенистом потоке (его можно сравнить со струей крема для бритья, выходя-
щей и 1 баллона под давлением) содержание пустот значительно больше. (k'-.t
эти режима наблюдались при одинаковых значениях выделяемой тепловой
мощности [52]. Вероятность возникновения тою или иного режима течения
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
<32
практически одинакова; развитие процесса может зависеть, например, .
1,а?'Ч1,^'^!1Х\ы1'винутой Фоске 153]. для расчета режимов потока К)1.
TL u rJcw можно приближенно определить границы между 301laN||
пящеи жидкости .	30||С. данной конфигурации п состава ест
Взяв за основу критерия Д
^bU, Кутателадзе 1541. равный
к архи.
Д-З я на-
медовой силе, получим выражение
раметра устойчивости:
«* V iv
Рис. 15.17. Диаграмма режимов
течения кипящего топлива [53]:
fa
где и* — критическая поверхностная ско-
рость легкой фазы; |\ — плотность одной
фазы; о — поверхонстное натяжение тяже-
лой жидкости; (>/t — плотность тяжелой
жидкости; i»l — плотность легкой жидко-
сти; £—ускорение свободн го падения.
Для жидкости с внутренними источни-
ками тепла, кипящей в открытом объеме,
скорость и* можно определить следующим
выражением:
/ — эона эмульсионного режима тече-
ния: И — зона турбулентно«эмульсиом«
ного режима течения; Ш — зона ди-
сперсного режима течения кипящего
топлива
.	(15,9)
?Lhtt
где Q — объемное тепловыделение; а — средняя доля пустот в объеме ла-
же точки с координатой Н\ Н — аксиальная координата внутри объема,
hfg — скрытая теплота парообразования.
Подставив найденное значение и* в уравнение (15.8) и и< пользовав па-
раметры устойчивости, соответствующие различным режимам течения.
Фоске 153] получил диаграмму режимов течения для кипящего объема, при-
веденную на рис. 15.17. В качестве переменных параметров приняты отно-
сительная мощность и аксиальная координата.
Основной вывод, который можно сделать нз результатов исследований,
состоит в том, что при кипении топлива в реакторе БН значительную долю
объема активной зоны может занимать дисперсный поток даже при .малой
мощности (на уровне остаточного тепловыделения). Следует заметить, что
исследования проводились применительно к открытому объему активной
зоны (свободно сообщающемуся с верхним коллектором реактора), и их ре-
зультаты нельзя использовать для анализа варианта закрытой активной
гпямйГп°л'е Л°г7 гра”11ЦЬ1 30НЬ! Дисперсного потока, показанной на диг-
рамме рис. 10.17, требуют экспериментального обоснования.
в ОТКРЫТАЯ СИСТЕМА
дТЛ7^™™.РЬ'ТпМОбЪе''еактивной зои“ представляет боль®;
процесс постигнет „нг.ртп^ во-первых. если контролируемый аварийный
объема активной зон,.,' Лнон стад,,и. вполне вероятно сообщение кигтяше'"
сХсио п^	Ректора (511 Во-втор««-
довании Фоске в этих условиях парообразование
i5.6. Переходная стадия
433
в объеме активной зоны может происходить при малых значениях мощности
(до 1 "6 номинальной).
Поскольку благодаря большому содержанию паров в кипящем топливе
реактор может удерживаться в подкритпческом состоянии, существует
вероятность того, что аварийный режим реактора Г>11 с полным расплавлю
пнем активной зоны (при отказе снстемь:
к образованию критической массы. Это'
рис. 15.18, где показаны области возмож-
ной критичности. Из рисунка можно оп-
ределить толщину некппящего слоя
жидкости, охлаждаемого за счет тепло-
вых потерь через нижнюю поверхность.
По оси абсцисс отложены значения мощ-
ности (» процентах номинальной) п вре-
мя. в течение которого мощность па-
дает до указанных значений. По верти-
кальной осн отсчитывается толщина
слоя топлива, соответствующая устойчи-
вому состоянию. Например, максималь-
ная толщина слоя плотной (пскипящсй)
массы расплавленного топлива при мощ-
ности. равной 3% номинального значе-
ния (чти соответствует уровню остаточ-
ного тепловыделения приблизительно
через 1 мин после срабатывания быст-
рой аварийной защиты), составляет
около 1 см. Выше этого уровня происхо-
дит кипение с интенсивным парообразо-
ванием. Па высоте примерно 20 см начи-
нается дисперсный режим течения (па
рисунке— зона над линией жидкостно-
го насыщения). В таких условиях со-
стояние реактора будет глубоко под-
крнтическим. Как видно из рисунка,
только при очень малой мощности (ме-
нее 1% номинальной) толщина слоя ие-
аварнйной защиты) не приведет
важный вывод иллюстрируется
бремя с момента остан и реактора^
Рис. 15.18. Диаграмма режимом те-
чения расплапленпого топлива [511
/ — макскмпльпля толщина некисгящ*го
СЛОИ 1О1М11ИЛ, 2 кппспиг (доля пуски в
ллтрнп составляет 50 %}; Л ливня жил-
костного насыщения; 7 —участки шммож
КОГО UOJltHKllOflUltllK критичности
кипящего топлива может стать достаточно большой для образования вто-
ричной критической массы.
Необходимо заметить, что зависимости, приведенные на рис. 15.18.
получены при условии минимальных тепловых потерь от кипящей массы
наружу, и предположение о возникновении дисперсного режима является
условным. Однако существуют данные, подтверждающие реальную воз-
можность этого режима.
Если за счет теплообмена между кипящим объемом активной зоны и при-
легающими к ней элементами конструкции произойдет снижение температу-
ры расплавленного топлива и прекратится парообразование, увеличение
плотности топливной массы может привести к образованию критический
массы. Проводились исследования отвода тепла от открытой активной зоны
в нижнем и радиальном направлениях. В нижней части активной зоны гоп
лнво может образовать затвердевший слой, препятствующий теплоотдаче
Однако согласно предположению, сделанному Диром (551, стальные эле
менты конструкций, соприкасающиеся с массой жидкого топлива, начнут
оплавляться, и большие капли стали будут периодически подниматься
Главе 15. Неконтролируемые аварийные режимы
434
-квозь с той жидкого топлива (неустойчивость по Тензору). I 1еремеш||в
том м «е движения стальных капель помешает его затвердева,,, *
В це ях подтвержден,ш этой гипотезы проводился эксперимент, в ки
naS(сотого Льда наливалась вода, при иом замерзание волы „а „
пости соприкосновения двух сред не наблюдалось. Однако, но мнению Эпщ.
теина 156), причиной, препятствующем замерзанию воды, в данном случае
была летучесть сухого льда. Он считает, что в условиях реактора ВЦ
но происходить затвердевание топлива, соприкасающегося со стальными коц.
струкциями в нижней части активной зоны, так как температура в этой об-
ласти значительно ниже точки плавления топлива. ^Эксперименты, проводи-
мые Эпштейном, подтверждают его предположение.
Исследования отвода тепла от активной зоны н радиальном направлю
нии проводились с использованием электролитов, моде, ирующих расплав-
ленное топливо (57, 58]. Результаты экспериментов в основном доказыва-
ют возможность использования для расчетов стандартных \ равнений по-
граничного слоя. Бэйкер предложил заменить в критерии Нуссельта вы-
соту жидкого слоя в активной зоне отношением радиального теплового по-
тока к удельному объемному тепловыделению (591. Б лагодаря этой замене
Бэнкер показал, что теплоотдача от активной зоны в радиальном направле-
нии не зависит от высоты жидкого слоя. Как показали -кеш рнменты, про-
водимые другими исследователями (66. 611. значение критерия Нуссельта в
основном определяется естественной конвекцией жидкости вблизи верти-
кальной стенки.
Образование затвердевшего слоя топлива на вертикальной стенке го-
раздо менее вероятно, чем в нижней части активной зоны. Температурный
градиент между активной зоной и боковой стенкой должл рнниматься
равным разности температур плавления топлива и стали.
Г. ЗАКРЫТАЯ АКТИВНАЯ ЗОНА
Результаты расчетных и экспериментальных пи ле ?.ваннй показывают,
что вероятность образования плотной пробки в верхней части активной зоны
невелика. Тем не менее вопросы гидродинамики жидкости, кипящей в замк-
нутом объеме, требуют рассмотрения. Большое значение имеет конденсация
паров в верхней части активной зоны, благодаря чему поддерживается режим
парообразования и, кроме того, уменьшается давление внутри замкнутого
,.,.„ема	’ ^uil1 КонДенсацня происходит недостаточно интенсивно, жид-
чрскН|Пия-г1 |ос^1ает’ что может привести к образованию вторичной Крита-
активной JwL ^роме т0Г0, ПРИ плохом теплоотводе возможно разрушение
стучзя чймкйу в<:ледствие Роста внутреннего давления. В связи с этим для
чение HcneiJpT-aRTllBI'°!1 30лы ВОЛР°СЫ теплопереноса имеют особое зм-
активной зоны tn? ВОЗМОЖ|1ОСТЬ поддержания режима кипения в объеме
активной зоне енп^тея^й 10Мента Ра«ыавления пробки, когда давление в
ность образования «тппии пРотквном случае необходимо оценивать вероят-
CorSc?/dv Ой тйп. "0” кРитичес^| массы н время ее появления-
объеме активной ны Хп’’ ВЫДВ,,НУТОЙ ф°ске (621. в замкнутом кипяШЖ
каплями жидкости благоДи^4* происХ0ДИТ в основном между
и чрезмерный рост дав тени я₽ЯрЧе‘'’У иредотвРа1Дается уплотнение жидкости
течения в объ^е =п -ЧетЫ тУРбУле»пно-эмульсионного реж^
«ом 183], показалоХ^^В.Н0Й *>«“• проведенные Остенсе-
до момента «раскрытия»	поддеРжания режима кипения впл<пь
следовался начальный этап ампий 3°”Ы Д0ВОЛЬНо велика. Кроме того,
ьныи этап аварийного процесса, koi да заку поривание ПР0*
15.6. Переходная стадия
435
исходит только в отдельных тепловыделяющих сборках [6*11. Было показано,
что уплотнение расплавленного топлива в пределах ТВС также не должно
приводить к неблагоприятным последствиям. Однако исследователи подчер-
кивают необходимость тщательного анализа нейтронно-физических харак-
теристик сильно деформированной активной зоны.
В качестве возможных вариантов рассматриваются две модели гидро-
динамических процессов, происходящих в закрытой активной золе. На
рис. 1;хГ? изображена модель, предложенная Копди<|м|юм 1651, согласно
которой поток, состоящий пз взвешенных капель жидкою топлива и стали,
движется вверх, где эти капли группируются к образуют большие капли.
Рис 15 19. Капельная модель процесса
комлексапнл паров топлнпа в закрытом
активной зоне:
/ — хонд нелпни н рост конель жидкости;
2—пад*к<щкс жппли; 3 — шпраплгппиП ипгрх
поток капель рвспларлннюго топлнеа и сто*
АЛ
Рис. 15.20. Модель «обратного потоки»
кипящего топлива в закрытой активной
зоне (•1му;!ыт1онио-турбулецтный режим
течения). Стрелками показано движение
смеси сконлеиснровапшегоси топлива и
стали
которые падают вниз как дождь сквозь туман. Другая модель, которую неза-
висимо друг от друга предложили Мартин 1661 и Грипп 161), основана на
предположении о том. что смесь паров топлива и стали конденсируется н
стекает вниз по боковым стенкам (рис. 15.20). 11рн этом боковая стенка пла-
вится. и жидкий .металл вместе с конденсатом стекает в нижнюю часть кипя
щего объема.
Как видно из описания второй модели, существует вероятность образо-
вания критической .массы в нижней части активной зоны. В связи с этим
вопросы гидродинамики в замкнутом объеме активной зоны требуют де-
тального рассмотрения.
Что касается вероятного удаления топлива из активной зоны, то для
этою существуют по крайней мере два пути, если не считать возможного
выброса топлива в верхний коллектор реактора после расплавления пробки,
закрывающей активную зону. Во-первых, в начале переходной стадии рас
плавленное топливо может быть выброшено через зазоры между стенками
тепловыделяющих сборок 1671, и, во-вторых, топливо может стекать через
гильзы органов СУЗ 1681. Любой из этих вариантов в случае реализации
уменьшает вероятность образования вторичной критической .массы, даже
если объем активной зоны полностью изолирован от верхнею коллектора
реактора.
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
436
Д. МЕТОДЫ РАСЧЕТА
Мотты расчета гидродинамических процессов переходной стадия рае.
пт ш eZaSXii зоны недостаточно хорошо разработаны по сравнен^
теми которые используются для анализа процессов в недеформнро8а[вд
е Трудность создания точных расчетных методик объЯС11Яе И
с ножным, ^установившимся состоянием активной зоны в переходной стадий
первоначальная конфигурация конструкции нарушена. однако процесс
расплавления продолжается, и активную зону нельзя рассматривать как
полностью жидкий объем. Хотя на отдельных участках активном зоны топ-
либо расплавлено п даже достигло температуры кипения, другие участки не
успевают достаточно быстро нагреваться.
Несмотря на указанные трудности, был достигну г определен нып успех в
создании псевдодетермннистических моделей, пи крайней мере частично
описывающих переходную стадию аварийного процесса Для анализа
гидродинамики закрытого объема активной зоны в коордии : ах 1— [у при-
меняется программа FUMO-T 169], программа TRA.XS! I |7н| предназначена
для исследования начального периода переходной стадии
Расчетная программа SIMMEI
В настоящее время одной из наиболее совершенных нр рамы, предназ-
наченных для расчета деформированной активной зоны, считается программа
SIMMER 171], разработанная группой специалистов, возглавляемой Дж.
Э. Бодре (Лос-Аламосская лаборатория) и К. II. Келбером (Комиссия но
регулированию ядерной деятельности США). Программа является доста-
точно сложной и требует больших затрат машинного времени для проведения
расчетов, поэтому авторы продолжают работу по ее совершенствованию.
Ниже приводится краткое описание программы.
Уравнения нейтронного потока и гидродинамики жидкости решаются в
двухмерной цилиндрической системе координат (г, г). В рамках нестационар-
ного многогруппового диффузионного приближения либо на основе кинети-
ческого уравнения решается задача по определению собственного злачены
А\тф. Сравнение расчетных данных с результатами критичс кнх эксперимен-
тов показывает, что при наличии пустот в объеме активной зоны, характер-
ном для переходной стадии аварийного процесса, расчет должен проводить-
ся особенно точно [72]. Основным отличием программы S! 4MER от других
является использование .методики расчета гидродинамических процессов,
предложенной сотрудниками Лос-Аламосской лаборатории А Лмсденом я
Ф. Харлоу [73].
Применение программы SIMMER не ограничивается рамками переходной
стадии аварийного расплавления активной зоны; эта программа может быть
использована для расчетов процесса разрушения активной зоны. Кроме то-
111аОееРГ,РеИМУШ'естВ0М по сРавнению с другими программами является боль-
актнпнпй1^^ Расчета Расширения расплавленной массы при разрушен1’1’
но^тятсГня по nporpa-MMeSIM-^[-R все составляющие активной зоны уело*
категория газон Мя^Г°₽ИИ: катег0Рня конструкций, категория жидкостей
называются комппиям₽ИаЛЫ! ВХ0ДЯЩие в состав конструкции активной зону.
тами, которые делятся на два типа: компоненты пЖ
Recriiicality. ™ “jfiPeBnaT>Pa •$„, Implicit, Multifield, Multicomponent, EuleHan’
15.6. Переходная стадия
437
пости н komiiohohin тепловыделения. Первые используются при описании
массоперепоса, а вторые — при тепловых расчетах.
Новая модификация программы — SI МЛ\1£Г?Ч- JI 1711 использует шесть
основных комноиенюв: воспроизводящее топливо, делящееся топливо, сталь,
натрий, материал регулирующих стержней и газообразные продукты деле-
ния. Однако в каж.uni категории принята своя классификация компонентов.
Например, в какчорин конструкции различаются изготовленное топливо и
топливо, затвердевшее после расплавления, пли сталь, из которой выполне-
на оболочка твэла, и стальной чехол ТВС.
Категория конструкции включает в себя твердое топливо, оболочку твэ-
лов, конструкционные элементы и газообразные продукты деления внутри
твэлов. Кроме того, если материал затвердевает в процессе охлаждения, он
переходит нз категории жидкости в категорию конструкций. К категории
жидкостей относится однородная смесь всех расплавленных материалов.
Кроме того, в жидкости, как правило,присутствуют твердые частицы топлива
и стали, движущиеся вместе г потоком. Однородная смесь всех паров и
инертных 1 нов относится к категории газов.
Основные уравнения, описывающие аварийный процесс, даются в систе-
ме координат Эйлера для каждой категории вещества. При этом считается,
что движение жидкости характеризуется единой скоростью, т. е. все ком-
поненты жидкости движутся с одинаковой скоростью. Компоненты, отно-
сящиеся к гатегорин конструкций, неподвижны, и для них уравнение коли-
чества движения не составляется. Однако эти компоненты оказывают влияние
на движение жидкости. Чля каждого компонента в категориях конструкций
и жидкостей составляется отдельное уравнение энергии. Для категории
газов составляется одно уравнение энергии, поскольку все газы рассмат-
риваются находящимися в смеси при одной температуре.
Полный перечень компонентов для каждой категории, используемый в
программе SIMM! IMI, представлен в табл. 15.1. Деление компонентов па
два типа продиктовано необходимостью учитывать отдельно воспроизводя-
щее и делящееся топливо в уравнениях массонерепоса. Такая необходимость
в свою очередь вызвана тем. что в процессе плавления происходит смеши-
вание топлива с различным содержанием делящегося материала (топливо
с различной глубиной выгорания из активной зоны и зоны воспроизводства).
Предполагается, что воспроизводящее н делящееся топливо, находясь в
любой категории вещества, образует однородную смесь с одной температу-
рой. поэтому в уравнении энергии присутствует одни топливный член.
Связь между категориями и компонентами учитывается членами
и А'з в уравнениях (15,1) (15.3),
Моделирование фазовых переходов вносит дополнительные усложнения
в программу SIMM! R. Переход массы вещества из одной категории в дру-
гую учитывается членом Л, уравнения (15.1). Расчс| процессов плавления и
затвердевания проводится путем сравнения энергии материала с энергией
солидуса и ликвидуса. Процессы парообразования и конденсации рассчи-
тываются с помощью модели, в соответствии с которой скорость фазового
перехода пропорциональна разности температуры насыщения и действи*
тельной температуры компонентов. Для учета взаимного влияния неконден-
сируемых веществ и многокомпонентной среды используется модель много-
компонентного парообразования и конденсации.
Учет количества движения осуществляется введением в член урав-
нения (15.2) параметров, характеризующих движущую силу потока, а так-
же передачу количества движения за счет массооб.мепа между компоненгами
различных категорий. Уравнения, в которых учитывается движущая сила
438
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
Тт 0 Ilina 15 1 Компоненты плотности и тепловыделения. относящце1.я
к различным категориям вещества а расчетной программе
Категория
Компоненты плотности
Компоненты тсп.юныдМеикя
Конст-
рукция
Жид-
кость
Газ
I broTOB.ieiiiiwe брикеты воспроизводя-
щего топлива
Изготовленные брикеты делящегося топ-
лива
Затвердевшее воспроизводящее топливо
Затвердевшее делящееся топливо
Оболочка твэлов
Чехол ТВС
Материал регулирующих стержней
Газообразные продукты деления, содер-
жащиеся внутри зерен
Газообразные продукты деления в про-
странстве между зернами
Расплавленное воспроизводящее топливо
Расплавленное делящееся топливо
Расплавленная сталь
Жидкий натрии
Расплавленный материал регулирующих
стержней
Твердые частицы воспроизводящего топ-
лива
Твердые частицы делящегося топлива
Твердые стальные осколки
Пары воспроизводящего топлива
Пары делящегося топлива
Пары стали
Пары натрия
Пары материала регулирующих стерж-
ней
Газообразные продукты деления
Топливо в свежих твэлах
Затвердевшее топливо
Оболочка твэлов
Чехол ТВС
Материал регулирующих степ»,
ной	I
Расплавленное топливо
Расплавленная таль
Жидкий натрий
Расплавленный материал регул*
рующнх стержней
Твердые части- ы топлива
Твердые стальные псколжи
Пары топлива
Пары стали
Пары натрия
Пары материала регулирулщи
стержней
Гаэообра »ны продукты лелеем
потока жидкости, хорошо описывают режим дву чфазного ди персного пато-
ка (см. рис. 15.9), однако они не пригодны для исследования других гидро-
динамических режимов, характерных для гипотетической аварии разруше-
ния активной зоны, таких как объемное кипение топлива в переходной со-
процессы быстрого сжатия жидкости, приводящие к большим перепадам
давления (например, при возникновении слабой ударной волны). рассчнш-
описанного0 в°§^5	с помощью метода псевдовязкого давления,
Д?’ входящий в уравнение (15.3). включает в себя три параметра.
npnpKu/.iaKTepi,3yi0T Разлнчные Ш|ды передачи энергии Во-первых. это
ной или nawut 33 СЧеТ кмои^екцин п излучения межах компонентами од-
цессе массолепрмпгйГОРИ,Ь Во‘втоРых* Учитывается передача энергии в про-
Ml" (пшZ И’ в-тРетьих’ - 33 ™ет трения. Механическая работа
энергии газообразных 'XStoh"™™’ Ра“,,,тымется >Р3“М""'
15.7. РАЗРУШЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
15.7. Разрушение активной эоны
439
реактора БН. Впервые такая оцен-
ка была сделана в 1956 г. Бете и
Тайтом 131, которые в приближен-
ной форме рассчитали максималь-
ное значение выделяемой энергии
при условии, что прекращение цеп-
ной реакции в расплавленной ак-
тивной зоне происходит за счет ее
разрушения под действием сил
внутреннего давления. Несмотря
на множество упрощающих допу-
щений, принятых в расчете, полу-
ченные результаты явились основой
для детальных исследований ава-
рийных процессов. В данном па-
раграфе приводится описание сов-
ременной методики расчета про-
цесса разр\ шения. Затем коротко
описывается работа Бете Гайта и
Рис. 15.21. Блок-схема расчетной модели
процесса разрушения активной зоны:
/ -- уранисты кинетики релкторп; 2 — урппнение
энергии; 3 - урлпнгияс состояния: 4 — уравнение
лиц женил сое ГЛВЛПЮ1ЦИХ иктипкоП зоны
обсуждаются наиболее интересные ре-
зультаты ирощденных до настоящего времени исследований.
Па рис. I.) 21 показана блок-схема расчетной модели процесса разру-
шения активной зоны быстрого реактора. Если происходит значительное
увеличение реактивности р' в активной зоне, то иод действием нарастающего
тепловыделения температура топлива увеличивается*. Рост температуры
топлива прин' .шт к отрицательному доплеровскому эффекту реактивности,
вследствие чего темп нарастания мощности уменьшается. В какой-то момент
давление внутри ikthihioii зоны, увеличивающееся благодаря парообра-
зованию при высокой температуре, станет настолько большим, что актив-
ная зона начнет ра<р)гнаться. Поскольку при этом объем активной зоны
увеличивается, плотность вещества уменьшается, что приведет к уменьше-
нию реактивности; причем незначительное расширение активной зоны вызы-
вает резкое уменьшение реактивности. Реактор становится глубоко иод-
критвчпы.м. так что любая внешняя добавка реактивности не повлияет на
дальнейшее развитие процесса. Таким образом, стадия разрушения завер-
шается .
Результаты расчетов нескольких вариантов, проведенных па основе пред-
ставленной модели, показали реальную возможность математического моде-
лирования процесса разрушения активной юны. Экспериментальные ис-
следования на реакторе SI I OR подтвердили правильность описания кине-
тики обратной связи за счет доплеровского эффекта для активной зоны с ок-
сидным топливом (см. §6.6). Стрэттон {741 и Джексон [751 исследовали ре-
зультаты эксперимента, в котором реактор K1W1-TNT малой мощности
с замедлителем и: графита, расположенный в пустыне штата Невада, выво-
дился в критическое состояние па мгновенных нейтронах. Исследования
показали хорошее совпадение экспериментальных и расчетных данных.
А УРАВНЕНИЯ, ОПИСЫВАЮЩИЕ ПРОЦЕСС РАЗРУШЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Ниже приводятся уравнения, соответствующие отдельным элементам
блок-схемы, представленной на рис. 15.21. Уравнения гидродинамики
составлены исходя из предположения, что активная зона представляет со-
* В данной главе реактивность обозначается р' » отличие от плотности, обозна-
ченной р.
440
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
бой однородную расплавленную массу, а параметры пара. ||рнсутсгвую|цег
в в|де пузырьков, рассчитываются из уравнения состояния газа. Сч^
ем. мто решетчатая структура ТВС	котоРая мож« чаСТИ|<„
сохраниться,
Уравнения
которая может чает,,":
не препятствует движению жпдкост.
euuDnwi..» записаны в цилиндрических координатах, как и [10 в
программах расчета процесса разрушения. Для уравнении ’идродинамик»
принята система отсчета Лагранжа, как для большинства других ра,1ее
разработанных программ, хотя в некоторых, например в программе SIMMER
применяется система отсчета Эндера. Эти уравнения. представленную в
конечно-разностной форме для расчета на ЭВМ, интегрируются по времени
ц пространству, в результате чего определяется значение реактивности и
количество выделяющейся тепловой энергии.
Реактивность
Параметр реактивности, закладываемый в уравнение кинетики реактора,
определяется четырьмя величинами: реактивностью активной зоны nepej
началом разрушения (ро), скоростью ввода реактивности а. а также реактив-
ностью, обусловленной доплеровским э<|х])сктом и тепловым расширением
активной зоны (рд0П и рр).
В качестве исходной точки в расчетах процесс а р.< \ гния принима-
ют момент, когда реактор достиг (пли почти достиг) кри п чностц на мгно-
венных нейтронах, т. е. ро ~ Р- Добавка реактивности может быть вызнана
выбросом натрия из активной зоны или перемещением т шва (и оболочек
твэлов), которое происходит с меньшей скоростью, чем пр р.: ipy шенин ак-
тивной зоны. Поскольку продолжительность переходной < iалии составляет
от 10 до 100 мс, можно считать, что за это время скорость в в i.i реактивно,
сти значительно не изменится. Поэтому скорость роста реактивности в те-
чение переходной стадии обычно принимается постоянной.
Выражение для реактивности может быть записано i г te
Р = Ре 4* Рдоп + Рр — pii  а/+рду>п р;.	(15 10)
Уравнения кинетики реактора
Используя уравнения (6.5) н (6.6), где вместо р введено обозначениеQ
символом р обозначается давление), получаем уравнение точечной кинетики
реактора. Использование методов точечной кинетики предполагает ней®-
ценность закона распределения тепловыделения в активной зоне в течение
аварийного процесса. Уравнения кинетики выглядят следующим образом:
Р-р 0 v .
. Q ' fiy..
A
i -I
d,	(i = l-y6).
ГДев0^авп«п».";»О„м°П'Ь тсл-товы®™'"» активной зоны.
ление'плотности wA™’ Л0,1Ж!1° Учптываться пространственное распреде-
наотносите.и 1|[И' Ч11у<иЛадеЛе,11,Я'-КОТ°рОе лол>чается путем умножения (?
не тепловой мощности в каждой точке активной зоны
dQ
di
(hti
(15.1b
(15.12)
где V — объем; .V (г. г) _
с координатами г и z.
•yjA^r, 2)dV = |,
относительное значение тепловыделения в тсяк*
441
15.7.
Разрушение активной зоны
Уравнение энергии
Уравнение энергии представлено выражением (15.7). В нем не учитыва-
ется передача тепла за счет теплопроводности» так как скорость процесса
разрушения велика, а изменение кинетической н потенциальной энергии
чрезвычайно мало, чго относится также ко всем составляющим При
этих условиях скорость изменения внутренней энергии и рассчитывается из
следующего уравнения:
ди (г, г)
dt
, <ЛУ(г>г)
Р
(15.13)

1емпература топлива
Для получения зависимости температуры топлива от внутренней экер-
гни используется уравнение состояния вещества. Если пренебречь незна-
чительном и парением во время разрушения активной зоны, температуру
топлива Tj можно рассчитать следующим образом:
!
(15 14)
где Т}0— начальная температура топлива; ср—удельная теплоемкость,
Дж (кг-К); интегрирование проводится повремени.
Доплеровским коэффициент реактивности
Обратная связь реактивности за счет доплеровского эффекта рассчиты-
вается по мепднке, представленной в гл. 6. Из уравнения (6.28) можно по-
лучить следующее выражение:
('«ли
\- * Л;
— Ъ
J
J (г, г) 111
Т!{г' г} dV.
(15.15)
Давление
.(явление в активной зоне рассчитывается из уравнения состояния в
предположении термодинамического равновесия, как будет показано ниже.
Здесь приведем обозначения:
р [(ТДнлнр [(и),	(15.16)
где п — удельная внутренняя энергия топлива.
Количество движения
Скорость движения жидкости определяется из уравнения количества
Движения (15.6) при Xt Х2 0. Действием сил тяжести можно прене-
бречь. Уравнения для расчета составляющих скорости в координатах г и
г получаются в следующем виде:
	(15.17а)
(ft	Р
де.  I др
д!	(> дг
(15.176)
442
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
Перемещение вещества
Перемещение б пространстве элементов активной зовы во время
разрушения приводит к уменьшению реактивности, аднальную и осевую
ставляющне перемещения можно получить тп гем пнюгрпрования скоро,
сти по времени:
^-(бг)=сг;
dl
— (6г) = t'..
di !
05.18g)
(15.18(jj
Уменьшение реактивности при разрушении активной зоны
Для расчета изменения реактивности, вызванного nej ещеннем веще-
ства в активной зоне, объемное распределение реактивности получают с
помощью теории возмущений; i|:(r, г) — реактивность 1 м' щества актив-
ной зовы в точке с координатами (г, г).
На рис. 6.8—6.10 показаны примеры различного раслр зення реактив-
ности.
В большинстве случаев предполагают, что функция < . г) щ меняется
в ходе разрушения активной зоны, поскольку псрсмпщ  вещества при
этом незначительно. Градиент \7ф(г, г) также может б > получен путем
преобразования функции распределения реактивности. Г шонец. дифферен-
циальное уравнение изменения реактивности рр при разр шенин активной
зоны выглядит следующим образом:
^Рр
dt
Г / д lf>r) . дт^ д (6г) । ..
J Ur dr	dl (а
~ f("dr Vr +	<I5J9>
Из уравнений (15.17)—(15.19) можно получить выраж ние
fPj,
dt-
поопоопиомя^ иает’ ЧТ0 вторая пРО113водная реактивности по времени прямо
пропорциональна градиенту давления.
циальны^уп^ппГг м?дель процесса разрушения включает шесть дифферен-
нейтронов vnanuJ!iH’ С00тветст'вУ10и1Их числу групп запаздывающих
ввода реактивное™"vколичества Движения и перемещения, функцию
кому коэффициенте’н'оя'ппН!,е состояния’ а также данные по доплеров*
ФФ у и распределениям эффективностей материалов.
Б. УРАВНЕНИЕ СОСТОЯНИЯ
активной зоны завшиглоа ЛВ11ження< 15-17) входит давление паров вещества
енмироваиа следуЮ1ЦИМ выражением: °? ТеМпеРат>Ры может быть аППР°К‘
is.7. Разрушение активной зоны
443
Это уравнение согласуется с уравнением Клапейрона Клаузиуса, в кото-
ром насыщенный пар рассма 1рпвается как идеальный газ, а удельный объем
жидкое in пл линии насыщения незначителен по отношению к удельному
объему пасыещвного пара:
dp	tlfg(lT
р рт-
(15.21)
где Л/д — молекулярная скрытая теплота испарения, Дж/кг, /? - газо-
вая постоянная вещества, Дж (кг • К).
Если принять/^ и Го в качестве исходных значений параметров р н Т
н положить const, путем интегрирования получим выражение
Р
ехр +
/	Г п
Ро
(15.22)
но форме анало! нчиое уравнению (15.20). На рпс. 15.22 приведены зави-
симости величины от 1 /\ полученные различными исследователями для
паров UO2. Нелинейный характер
зависимости определяется дополни-
тельным членом, обычно используе-
мым при расчете активной эоны с
двуокисью урана.
woo
$00
too
wo
so
to
£ w
£
< *
t
t
V
V
4
tt6 r.o 2,0 7,2 f/Г^/Л
Рве. 15.23. Графическая интерпрета-
ция ураннення состояния для различ-
ных значений плотности:
/—жидкость; 2—криплч илем пинии пл*
рол; 3 точка критического состоим на
Рис. 15.22. Графическая интерпретация урап*
нения состояния парой Дпуохнси урана по
результатам нс- ле топании. проведенных
Р Дж Акерманом 176]. Д. Бенсоном (771.
Д. К Мензисом [78|. Р. В Оте |7Я), Д М. Пе-
терсоном [80]
В расчетах аварийных процессов реактора FFTF использовалось урав-
нение состояния паров окисного топлива в следующем виде:
р ехр ( _	+ 53,152 - 4,208 In Т\,	(15.23)
где р — давление. МПа.
Испарение топлива продолжается до тех пор, пока есть свободное про-
странство, позволяющее существовать паровому объему. Однако с увели-
чением температуры расширяющаяся жидкость может заполнить весь
свободный объема Тогда вся масса топлива вновь переходит в жидкое (одно-
фазное) состояние. Дальнейший разогрев топлива приведет к значительному
росту давления, под действием которого активная зона может разрушиться
быстрее, чем в случае двухфазного состояния топлива Двухфазную систе-
му благодаря упругости газового объема называют мя!кой, а полностью
444
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
жичкую систему- жесткой. Если мягкая система может долго сохра11я
ш?тостность в условиях растущего внутреннего давления, то переход J
Жуткой системе значительно ускоряет разрушение.
На рис. 15.23 показаны кривые роста давления в жесткой системе,
считанные нз уравнения состояния. Значения Р и Т, отсчитываемые п0
осям координат, представляют собой отношение действительных значений
давления и температуры к критическим. Нижняя кривая - линия пасы,
щения, а отходящие от нее прямые — линии постоянного у дельного объема
жидкости (также отнесенного к критическому значению).
Вещества, участвующие в процессе разрушения активной зоны
При анализе аварийного процесса, кроме топлива, необходимо учиты-
вать три других вещества,которые при увеличении температуры и давления
способствуют разрушению активной зоны: натрин, газообразные продукты
деления и’сталь. Наличие натрия в активной зоне ограничив дт возможность
испарения топлива, следовательно, система сохраняет ж*. 1кость. В этом
случае давление расплавленного топлива передается нс едет вен по жид-
кому натрию, что приводит к быстрому разрушению ак ной зоны |81|
По мнению некоторых специалистов, газообразны* ц тукты деления,
выделяемые расплавленным топливом, будут иметь бол жое давление
по сравнению с топливом. Под действием этого давления активная зона может
быть разрушена раньше, чем начнется испарение топл! Прекращение
аварии на более ранней стадии способствовало бы умении ю опасных по-
следствий, однако данный вопрос еще недостаточно изучен
Температура плавления стальных конструкции Mei и с. чем топлива,
и оба компонента хорошо смешиваются Если нагревание стали происходит
достаточно интенсивно, ее пары могут разру шить актпвну ю зону до того,
как произойдет испарение топлива. Однако этот вопрос также требует ис-
следования.
В. МАТЕМАТИЧЕСКИЕ ПРОГРАММЫ ДЛЯ РАСЧЕТА ПРОЦЕССА
РАЗРУШЕНИЯ. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА
Первые программы, по которым рассчитывался iipomcc разрушения
активной зоны, были одномерными (WEAK [^2] MW |М| PAD 1841)
ро™ле1гяке1 Д7лпе1Рс,Ь11сп,11р0ГраММ’ такнх как MARS l85i- ' [A'LS (86, 871.
' KAUl.b 18. I, открыло новые возможности в исследованиях
тацри>гпйЬичПРОЦе.СС01)' Г1°чти все программы составлены на основе у равнений
котлпчя aeT1,Kli н теоР11и возмущений, за исключением программы PAD,
нения улпбик1Д3'ЛТ МеТ°Д реше|||1Я нестационарного кинетического урав-
прекращения ирпйД' анал||3а Длительных процессов, происходящих посте
кацнй программы	* В аКТ,,ВЛ0Й зоне’ Одиа 1,3 моднфН'
временной кииртики 90 ’ дв>хмеР”ая программа пространственно-
с высокой точнлстыА гзволяет проводить нейтронно-физические расчеты
двухмерных7асчеХ1^,,Я ПР°ГраММ S1MME* 1П| предназначена для
дующих стадиях	ИКН реактоРа в процессе разрушения и на носле-
мс-трич°<?когоа ис^едовашш^ТпоГ СОб°Г’ расчетный инструмент для пара-
рис. ]5.24—15.27 поедетчй-тр. IiP°UeCCa РазрУшения активной зоны. Н»
аварийного процесса в ж нны.,Рез> Льтаты расчета по программе VEM-5
сутствует натрий (мягкэя^^™ 3»не обт.емом около 1000 л. в которой от-
стема). Скорость линейного ввода реактивна
15.7. Разрушение активной зоны
445
I
U Ь W !5 ZI) 25 МS5 40 ЬО
Время f mg
Рис. 15J24 Изменение реактивности в аварийном
режиме (ввод реактивности со скоростью
St) долл/с в п: тинную зону при отсутствии нат-
рия);
/ — редультир;-ющее значение реактивности; 2 — нэмс-
Менне реактивности в :ц- шоссе рлчкшгння ахтншюЛ ло-
мы. J юплгроаскпП »ффехт
Рис. 15.25. Изменение мощности
реактора в аварийном режиме
виола реактивности со скоростью
50 лол л/с в активную зону при
отсутствии натрия («мягкая си
стома»)
X
£
*
ч
Радиальный размер, м
Рис. 15.26. Исходная конфигура-
ция активно» зоны:
' — внутренняя зоил; 2 влешляя ап-
«о; 3 — боковой отражатель; 4— верх-
и™ торцсаол отражатель; 5 инжний
торцевой отражатель
Рис. 15.27. Изменение конфигурации активной зо-
вы при отсутствии натрия в аварийном процессе
ввода реактивности со скоростью 50 юлл/е (к ми
менту прекращения цепной реакции деления)
I ^внутренняя лона: 2 — ьношняи зонд; J — боковой
ражапль; ^ — верхний торцс-ной отражатель Дни*
нмй торцеаоЛ отражатель
Глаза 15. Неконтролируемые аварийные режимы
446
сти принята равной 50 долл/с. Координатная сетка Лагранжа показыВает
значите тьнукГ деформацию активной зоны в момент достижения максиМал
кого уровня мощности, однако эта деформация согласуется с положен, ,ЯМи
теории’возмущений. Представляет интерес характер изменения реакШпос.
?н Уменьшение реактивности за счет отрицательного доплеровского Ко,
эффициента происходит одновременно с увеличением мощное ги. . азрушенле
активной зоны, происходящее позднее, также приводит к у меныненшо ре.
активности, на этот раз — к очень быстрому.
Г. МОДЕЛЬ АВАРИЙНОГО ПРОЦЕССА, ПРЕДЛОЖЕННАЯ Б Е И БАЙТОМ
Поскольку первые расчеты, проведенные в аналитической форме Бете
и Тактом [31," имели целью ориентировочно оцешпь максимально возможное
количество энергии, выделяемое при разрушении активной юны, был при.
пят ряд упрощающих допущений:
1)	использовались уравнения точечной кинетики;
2)	применялись методы теории возмущений! (при незначительном переме-
щенин элементов активной зоны);
3)	запаздывающие нейтроны не учитывались;
4)	не учитывался доплеровский эффект;
5)	использовалось приближение нулевого времени жизни мгновенных
нейтронов;
6)	принималась сферическая система координат;
7)	активная зона рассматривалась как абсолютно том генная;
8)	плотность топлива считалась постоянной.
Справедливость третьего допущения была показана в отдельном анализе
переходных процессов, определяемых мгновенными нейтронами.
Доплеровский эффект не учитывался, так как в большинстве реакторов
первого поколения в США использовалось металлическое топливо (харак-
теризуемое незначительным доплеровским коэффициентом) Использование
сферической системы координат было продиктовано стремлением ушроеппъ
технику расчета.
Основные особенности расчетных исследований, проведенных Бете я
Тайтом, освещены в книгах Томсона и Бекерлн [911, Виртка [92) и Льюиса
[93] и здесь не рассматриваются. Однако целесообразно проанализировать
конечные результаты расчетов, в частности для того, чтобы понять, поче-
му доплеровский коэффициент, который имеет существенно большее зна-
чение о современных быстрых реакторах, способствует уменьшению коли-
чества выделяемой энергии. В соответствии с расчетной моделью Бете—Taft-
та ввод реактивности происходит по линейному закону до того момента,
когда плотность энерговыделення достигает порогового значения. Затем
следует быстрый рост внутреннего давления, что попводит к разрушению
активной зоны, Когда отрицательная реактивность' компенсирует начать-
исходный процесс прекращается. По
зоны nJS * пЫМ Льюсом |931’ зависимость энерговыделення активной
ппе-ютяинтк ? „время переходного процесса от основных параметров можно
представить в двух вариантах:	h
15.7. Разрушение активной зоны	447
где р* добавочная реактивность, характеризующая надкритические ус-
ловия на мгновенных нейтронах; А - радиус активной зоны; а - скорость
линейного ввода реакшвностн; Л — время генерации нейтронов.
Из формхл видно, что удельное энерговыделенне определяется суммар-
ной реак иникк гью, введенной до момента разрушения активной зоны, и
скоростью ее ввода. Кроме того, энерговыделенне резко возрастает с увели-
чением объема амнвнон зоны, что представляет серьезную проблему для
быстрых реакюров (однако существуют факторы, способствующие умень-
шению мощной и реактора, например, доплеровский эффект). Рассматри-
ваются др\1 по варианты уравнения (15.25), предполагающие меньшее влия-
ние параметров а и Л на тепловыделение активной зоны (см., например,
[941). Тем не менее рассмотренные выше формулы получили наиболее широкое
распрострипенне благодаря их подтверждению экспериментальными
данными.
Из уравнения (15.25) следует, что при изменении реактивности за счет
разрушения активной зоны энерговыделенне увеличивается с уменьшением
Л. Качественно другая картина имеет место при действии мгновенной отри-
цательной обратной связи (доплеровский эффект). Как показано в работе
1921, в этом случае плотность эперговыделення пропорциональна величине
(аЛ)1*'*. Изменение вида функции е ® /(А) объясняется тем, что обратная
связь по реактивности, обусловленная разрушением активной зоны, дей-
ствует с запаздыванием из*за инерционности процесса разрушения. Как
показано в примечании к уравнению (15.19), вторая производная /jp прямо
пропорциональна градиенту давления, который, в свою очередь, пропорцио-
нален плотности энерговылеления; поэтому суммарное значение p'v изме-
няется медленнее, чем энерговыделенне. Это видно на рис. 15.24 и 15.25.
Таким образом, если прекращение аварийного процесса вызвано введением
отрицательной реактивности при разрушении активной зоны, выделяется
большое количество тепловой энергии благодаря малому времени генерации
нейтронов Напротив, при действии мгновенной отрицательной обратной
связи малое время генерации нейтронов способствует быстрому прекраще-
нию реакции деления в активной зоне.
Усовершенствование расчетной модели аварии Бете—Тайта. Модель
авария, предложенная Бете и Тайтом, в первоначальном варианте дала
возможность исследовать в общем виде аварийный процесс разрушения ак-
тивной зоны; на ее основе были проведены количественные оценки характери-
стик аварийных режимов реактора. Как видно из уравнения (15.25). удель-
ное энерговыделенне. рассчитанное но этой модели, быстро растет с увели-
чением объема активной зоны. Для реакторов небольшой мощности (! В1?-2.
«Энрико Ферми»), существовавших в то время, когда была разработана мо-
дель, количество выделяемой энергии, соответствующее предельной рас-
четной оценке, не превышало допустимых значений (даже при высокой ско-
рости ввода реактивности). Однако расчеты, проведенные но этой методике
применительно к реакторам с активной зоной большого объема, показали,
что энерговыделенне достигает опасных значении. В связи с этим возникла
необходимость повышения точности расчетной модели за счет введения ранее
не учитываемых факторов. Затем в целях усовершенствования модели бы ло
введено численное интегрирование уравнении, приведенных в данном па-
раграфе, с учетом всех составляющих обратной связи по реактивности
Основные уточнения коснулись уравнения состояния и коэффициентов,
Учитывающих доплеровский эффект. Поскольку тепловыделение в реакторе
прекращается в результате разрушения активной юны» необходимо учи*
бывать факторы, способствующие росту внутреннего давления. Первые
448
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
Рис. 15.28. Типичная зависимость количества энер-
гии. выделяемой при разрушении активной зоны
быстрого реактора-размножителя, от значения
доплеровской постоянной. Исходное состояние
активной зоны — холодное: температура топлива
300 К. мощность 0,54 МВт. Сплошная линия —
скорость ввода реактивности 100 долл/с; штрихо-
вая линия — 50 долл/с
Рис. 15 29 Изменение мощности
со временем для лпух значений
доплеровской постоянной: —0.0045
(сплошная линия) и - 0.005
(штриховая линия). Начальна!
мощность 0 54 МВт. скорость вво-
да реактивности 100 долл/с
Рис. 15.30. Кривые роста температу-
ры для двух значении доплеровской
постоянной: —0.0045 (сплошная ли-
ния) и —0.005 (штриховая линия»
Начальная мощность 0,54 МВт ско-
рость ввода реактивности 100 доп с
Рис. 15 31. Результирующие кривые изменения
реактивности для двух значений доплеровской
постоянной: —0 004о (сплошная линяя) и
0,005 (штриховая линия). Начальная мощ-
ность 0,54 МВт, скорость ввода реактивности
100 долл/с:
/ — полное значение реактивности; 2 — Н»ФекТ p3L
шнрення активной зоны
Вопросы для повторения
449
уточняющие поправки в методику Бете—'Гайта были введены Николсоном
1951. Уравнения состояния, используемые в современных вариантах методи-
ки, были рассмотрены выше, в н. Б.
.Мейер и Вулф [961 первыми убедительно доказали, что благодаря допле-
ровскому э(|)фекту энерговыдел ей не при аварии на реакторах большой мощ-
ности значительно ниже уровня верхней предельной опенки. Характерная
зависимость выделяемой энергии* от доплеровской постоянной (/<„' или
Tdk сП) представлена на рис. 15.28 для двух значений скорости ввода ре-
активности. Как показано на рисунке, коленообразный характер кривой
наблюдается в окрестности Tdk dt 0,002; с уменьшением доплеровс-
кой константы ниже этого зпаченш! (по модулю) происходит резкий рост
выделяемой энергии. Тем самым обнаруживается дополнительный важный
асиек! роли доплеровского эффекта в безопасности реактора БН.
На кривых рис. 15.28 видны резко выраженные осцилляции. Для пх
объяснения рассмотрим аварийный процесс, вызванный линейным вводом
реактивности со скоростью 160 долл, с при двух значениях доплеровской
постоянной: 0.0045 и 0,005, Из рисунка видно, что во втором случае
полное Количество выделенной энергии больше. На рпс. 15.29 показаны
кривые, харакгери (ушщне изменение мощности реактора в аварийном режи-
ме. Видно, что первый максимум мощности для /<о	-0,0045 больше, чем
для варианта /< д,	-0.005, что объясняется различным действием допле-
ровского эффекта. Температура топлива, как показано на рис. 15.30, увели-
чивается незначительно (предполагается, что начальная температура ак-
тивной зоны равна комнатной, т. е. мощность реактора равна пулю), и
давление внутри топливной массы мало. Вследствие ввода реактивности
(с постоянной скоростью I(К) долл/с) в некоторый момент наступает критич-
ность на мгновенных нейтронах (рпс. 15.31), и возникает второй всплеск
мощности. Максимум второго пика па рисунке также имеет большее значе-
ние для Ко —0,0045. Рост температуры на этот раз будет более заметным.
Процесс повторяется до тех пор, пока в результате разогрева топлива внут-
реннее давление не достигнет значения, при котором происходит разрушение
активной зоны При 1\и	0.0045 это состояние наступает после четырех
импульсов мощности, а при А'о 0,005— после пяти импульсов. Имен-
но поэтому во втором случае полное количество выделенной энергии больше,
чем в первом, несмотря на больший (иомодулю) доплеровский коэффициент.
Если константа Кр> незначительно превышает значение — 0,005, пяти им-
пульсов мощности достаточно для доведения температуры и давления топли-
ва до предельных значений, при которых происходит разрушение активной
зоны. Дальнейшее уменьшение количества выделяемой энергии с ростом
модуля доплеровского коэффициента потребует увеличения необходимого
количества импульсов мощности.
Несмотря па то, что сложная форма кривых, представленных на
рис. 15.28, определяется в какой-то мере точностью расчетов, общий харак-
тер зависимости убедительно показывает, что количество выделяемой энер-
гии при разрушении активной зоны может быть значительно уменьшено,
если модуль доплеровского коэффициента достаточно велик.
ВОПРОСЫ для ПОВТОРЕНИЯ
15.1.	Дайте краткую характеристику каждой из семи стадий неконтролируе-
мого аварийного процесса на реакторе БН, описанных н§ 15.2.
* На рисунке приводятся значения энергии, выделенной в течение аварийного
процесса.
15 Зпк. 1292
450
Глава 15. Неконтролируемые аварийные режимы
15	2 Возьмите одно уравнение сохранения в системе Эйлера н покаЖит,
что перевод его в систему Лагранжа может быть i
следующего соотношения:
’О
сделан с помощью
Д - - +vV.
Di ot
15.3.	Какие физические процессы описываются каждым члин'м уравнения
количества движения (15.2а) и уравнения энергии (In За)?
15.4.	Что начинается раньше: плавление топлива или кипение натрия:
1)	в аварийном процессе с повышением мощности; 2) в аварийном цр^
цессе с ухудшением теплоотвода?
15.5.	а) Какое значение имеет большое число каналов, включенных в состав
модели аварийного процесса с повышением мощности?
б)	В какой точке по высоте активной зоны наиболее вероятно разрушь
нпе твэла в случае аварии с повышением мощности?
в)	Что такое «вымывание топлива» нз активной зон й
15.6.	а) На каком участке по высоте активной зоны начн и i я кипение на-
трия в аварийном процессе с ухудшенном теплоотв п-ц 3
б)	Где пары натрия остаются в течение нескольких тых секунды
после начала кипения?
в)	При каких условиях происходит испарении жид. гной пленки,
захват жидкости потоком пара, образованно волн на по грхностн плен-
ки?
15.7.	а) Что такое переходная стадия гипотетической аварии разрушения
активной зовы?
б) Каким образом может произойти закупоривание пр ходкого сече-
ния активной зоны на переходной стадии аварийного процесса?
в) Данте описание различных моделей процесса затвердевания рас-
плавленного топлива.
i) Что такое «открытая» в «закрытая» активная зона пр мснительно к
условиям переходной стадии?
д) Какое значение имеет характер кипения в активной зоне в пере-
ходной стадии аварии?
15.8. а) Если активная зона находится в состоянии, близком к разруше-
нию, какие отрицательные эффекты реактивности во-действуют на
ход аварийного процесса?
пряктипил^бЬ1ТНЯ МОГУТ 11оелУ*нть причиной введения положительной
^Напие	Г1р|1В0Д||Т к разрушению активной зоны3
колеблется Ai7mJ°ii<a3aHO’ ЧТ0 РезУльт,,РУЮШее значение реактивности
те'причину этого. В течев,,е Длительного времени. Объясни-
э^ектТможно°пТпЬ1<иВОДа рсакт,|Впости за счет натриевого пустотного
зоны?	Р ЯТЬ ПОСТОЯ1П|ОН во время разрушения активней
а^ивноТзо^	Реактивности, обусловленной разрушением
возмущений? ’ Н° 1041,0 мо*но провести на основе теории
4"воляЩ^Т^"разру№таюГКТаДаЬ1И‘,1Я в,|> тр" акт||вн<й
к,акт.|В“К"еавМ^Х7аКз°р)’,"е1т”?'<0Л’ C"CTeU“'
16.1. Вводные замечания
451
Глава 16
ЗАЩИТНАЯ ОБОЛОЧКА
16.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Вопрос о защитной оболочке тесно связан с обеспечением безопасности
реакторов. При рассмотрении аварийных режимов, приводящих к останов-
ке реактора, возникают такие проблемы, как защита оборудования от пов-
реждений. обеспечение длительного отвода тепла, предотвращение опасных
химических взаимодействий материалов, а также ограничение выброса ра-
диоактивности за пределы защитной оболочки.
Настоящая глава посвящена проблеме радиоактивных выбросов. Преж-
де чем приступить к рассмотрению физической картины процесса и методов
оценки доз излучения при аварийном разрушении активной зоны, необхо-
димо понять, какие механические повреждения внутриреакторного обору-
дования могут привести к выбросу радиоактивного вещества из первого кон-
тура.
На рис. 16.1 приведено устройство реакторного здания для АЭС с ре-
акторами БН двух типов: петлевым и баковым. Показано расположение обо-
рудования первого контура, шахты реактора, боксов для оборудования вто-
рого контура, системы перетру ши топлива и других систем, заключенных
в защитную оболочку.
Мех шическое повреждение стенки первого контура может произойти
при увеличении объема топлива или натрия, находящихся в двухфазном
состоянии. Расширение топлива может непосредственно привести к дефор-
мации элементов конструкции первого контура; другая опасность — взаи-
модействие расплавленного топлива с теплоносителем, в результате чего
может произойти испарение натрия и разрыв стенки контура под действием
высокого давления.
Процесс ра крушения активной зоны, сопровождающийся выделением теп-
ла. рассмотрен 15.7; § IG 2 посвящен опенке количества работы, совершае-
мой при расширении топлива под большим давлением и при высокой темпе-
ратуре
В § 16.3 описывается процесс взаимодействия расплавленного топлива с
теплоносителем. Максимальное значение механической энергии, выделяемой
при расширении топлива пли в процессе взаимодействия топлива с натрием,
соответствует максимальной эффективной энергии гипотетической аварии
разрушения активной юны. Тема § 16.4 — вероятные повреждения обору-
дования. вызванные увеличением объема топлива и натрия.
Большое внимание уделяется вопросам расхолаживания на конечном
этапе аварии, когда необходим надежный отвод остаточного тепловыделения
с х четом возможного разбрасывания элементов активной юны. Г.слп расхо-
лаживание будет достаточно эффективным и герметичность корпуса реактора
и оборудования первого контура нс будет нарушена, развитие аварийного
режима прекратится.
В случае разгерметизации первого контура возникает опасность загора-
ния вылившегося натрия, если в атмосч|)ере бокса, где произошла утечка,
присутствует кислород в достаточной концентрации. Следовательно. необ-
ходимо предпринимать меры пожарной безопасности. Кроме того, натрий
и осколки элементов конструкции активной зоны, выброшенные из контура,
могут взаимодействовать с бетоном и с выделяющейся при его нагревании
влагой. В связи с этим ставится задача: проанализировать ход процессов
15*
Глава 16. Защитная оболочка
452
Ра,рСЗе) ° Реакто1’ами БН двух типов:
•^DOMeSS? отРабота1НпмХ теллоьыделякшлч с£™<1ЦРН7НЯ 5СЛг,*0Г1Те.1ЫШХ систем ре
поЕеш^точных теплообменников нассковЬ* ^В?*’ J бок^ы оборудованнм второго
LehTSbu?'1 ^Шитиой Оболочкой- б^ ДэгТЙ реахтоРа- 5 шахта реактора; 6 - ос»0*1£
“	ПеРегР>'3*к топлива) '/_ п\Т1 п?ЛК0ИЫМ	(UlMite реактора и
ляющнх сборок; 3 - передаточный $еи*™Ра: ? “ хранилище отработавших теплое**
ниыя ооКСв 4 _ бак первого контура. 5 актмкмад »он^
16.2. Процесс расширения топлива
453
внутри защитной оболочки» окружающей первый контур, а также предусмот-
реть специальные системы для защиты населения от облучения. Этой теме
посвящен заключительный параграф.
Перед тем как познакомиться с последней главой, посвященной вопро-
сам безопасноеIи, читателю будет полезно узнать о характере представлен-
ных сведений. Все вопросы, затрагиваемые здесь, являются предметом широ-
ких исследований, проводимых во многих странах, и результаты этих иссле-
дований ие всегда совпадают. Но мнению специалистов, вероятность возни-
кновения многих из рассматриваемых в данной главе аварий чрезвычайно
мала (а для некоторых — равна пулю). 11а основе имеющегося опыта можно
сказать, что дальнейшие исследования позволяют по-новому взглянуть на
проблему.
К сожалению, объем книги не позволяет рассмотреть математическое
описание некоторых явлений, имеющих значение для разработки защитной
оболочки реактора. Цель данной главы — дать качественную оценку основ-
ных проблем безопасности реакторов БН. а также рассмотреть некоторые
аналити'тские методы решения задач.
16.2.	ПРОЦЕСС РАСШИРЕНИЯ ТОПЛИВА
Для оценки количества механической работы, совершенной в процессе
расширения топлива, используются два метода. Первый из них — метод
предельной оценки, предполагает расчет максимально возможного значения
энерлш, которая передается стенкам корпуса реактора. Второй метод —
детерминистический. который учитывает потерн энергии в элементах конст-
рукции реактора.
А. МЕТОД ПРЕДЕЛЬНОЙ ОЦЕНКИ ВЫДЕЛЯЕМОЙ ЭНЕРГИИ
Одним из способов оценки механической энергии, передаваемой стен-
кам бака, является расчет величины /V/V', т. с. энергии, выделяемой ври рас-
ширении топлива, находящегося в двухфазном состоянии, до достижения
в системе конечного давления. Для определения максимально возможного
количества выделяющейся энергии задают значение конечного давления,
равное 1 ат. хотя в действительности давление внутри корпуса реактора
после расширения топлива будет существенно выше.
Теоретически возможное значение энергии, выделяемой при расширении
испаряющегося топлива, можно оценить, рассмотрев процесс ни /'— s-диа-
грамме для топлива (рис. 16 2). За исходное состояние системы принимаем
стационарный номинальный режим активной зоны; при этом топливо нахо-
дится в твердой фазе и существует его равновесие с нарами при данной тем-
пературе (точка / на диаграмме).
Аварийный процесс начинается с вводом реактивности в активную зону,
что вызывает рост мощности и температуры (линия 1—2). Участок 2 / со-
ответствует процессу плавления топлива. Дальнейшее увеличение мощности
приводит к росту температуры топлива, начинается его испарение» и под
действием растущего давления активная зона разрушается. Когда мощность
активной зоны достигает максимального значения, точка, характеризующая
состояние топлива на диаграмме, очевидно. будез незначительно ниже ли-
нии насыщения (гак как количество вещества и объем расширения йене шки)
Согласно другой теории топливо может находиться в жидкой фазе, если, рас-
ширяясь, заполнит весь объем активной зоны (см. § 15.7)
Глава 16. Защитная оболочка
454
В расчетах чаще всего рассматривается первый вариант. Поэтому 11а
рнс. 16.2 состояние топлива в момент достижения .максимальной мощности
изображено точкой 4.	,
Предполагается, что вслед за этим происходит адиабатическое расширь
вне топлива (обратимый процесс при постоянном значении энтропии, гА>
значенный отрезком 4-5), в результате которого высвобождается механичен
кая энергия, а давление в активной зоне падает. Расплавленная масса ак-
тивной зоны, расширяясь и разрушая внутренние конструкции, увеличит
давление на стенки бака и трубопроводов первого контура. Натрий, нахо-
дящийся над активной зоной, под действием давления топлива нодннма-
ется до верхней крышки бака, тем самым нагружая ее дополнительными внут-
Рис. !6.2. Процесс разрушения активной
зоны, изображенным в Г < Диаграмме
для топлива. Температура плавления топ-
лива (1О2—PnQj fn «30-10 К,, темпера-
тура насыщения прн лтм оном давле
нии равна приблнлитсльн ЮО К критм
четкая температура Т w Я000 К
/ —творлое топливо; Н тв< ( -и жидкое год.
лило; Ш жидкая фла. /I жидк-стк я п*р;
V— лор; Г/ — твердое топливо и нар о >а»ф
шлющий стадия рафушгипи а» uwioft «мы; б —
процесс «днабатнчеспоги расширен и*
ренними усилиями. Более подробно эти процессы обсуждаются в § 16 4.
Расширение будет продолжаться до того момента, когда уровень натрия
достигнет крышки реактора, а активная зона займет все пространство, ог-
раниченное натрием и стенками бака (точка 5 на рисунке). Работа. совершен-
ная в процессе расширения топлива, может быть рассчитана из уравнения
первого закона термодинамики, записанного для заданного количества топ-
лива в двухфазном состоянии:
dQ + dU 4-dlVz = 0,	(16 1)
где (1Q количество тепла, отведенного от топлива в процессе расширения;
изменение внутренней энергии: dll’ — энергия, сообщаемая топливом
окружающим его объектам (т. е. натрию в стенкам бака). Если предположить,
что процесс расширения — адиабатический, тогда dQ 0. а расчетное
значение энергии будет максимально возможным прн расширении топлива.
При таком допущении получим
макс	(16.2)
раметоРсостоТнр^ги^3 обь,чно ,<3BeSreH какой-либо термодинамический па-
рассчитываемый -пр 7^ 3 ТОЧ^е давление ,!«™ удельный объем
удельнаяэнтТо ня Л =°Г° К°”Тура- ПаРа«^ры топлива (У. Н
путем Испотьзгя Ji Щ6 |||Э°цесса расширения определяются расчетным
уравненияI сияния	(К°Т°РаЯ ₽авна а ™ или из
ней энергии U Такии’лй ' можно пол3 Ч1,ть конечное значение внутрен-
топливом работу	разом, теперь можно рассчитать совершенную
дующих допущен “я.х ™РВы Р. и.	"P<W' чем U> “ U* "р“ С*
Р дива рассматриваются как идеальный газ.
16.2. Процесс расширения топлива
455
скрытая теп. юта парообразования топлива имеет постоя иное значение;
удельный объем жидкого топлива значительно меньше, чем удельный объ-
ем его паров; удельная теплоемкость расплавленного топлива — постоянная
величина. Уравнение имеет следующий вид:
маке М, |С„ ('Г, _Г5) - А/< (д-5 -д-,) Ь R (Т, - Т,)|.	(16 3)
где М/—количество топлива в процессе расширения, кг; с,, — удельная
теплоемкость жидкого топлива, Дж/(кг • К); /ifg— скрытая теплота паро-
образован ня. Дж кг: .V — степень сухости пара; R— газовая постоянная
паров топлива |для UO2 — PuO4 /? = 8317/270 Дж/(кг • К)].
Степень сухости в точке -1 определяется выражением
i 4/Л1/ —U/4
.Уд -------------—
(16.5)
т6
где ! 4 пбьсм, который занимает количество топлива /И/ в момент, пред-
шествующий расширению; v — удельные обзл'мы насыщенного пара (uj и
жидкое и (л ) при температуре Т,х.
Степень сухости в точке 5 определяется выражением
'« п
1 сип извечтно Ps, из уравнения состояния газа (15.23) можно найти Ts.
конечного состояния
не известно, задача
Vui ~	(как
Затем рассчитывается х5 и, наконец, 1^ма1[С. Если для
процесса (точка 5) известен объем V3, а давление Ps
усложняется. Пренебрегая величиной vt п полагая
для идеальною газа), получаем
V, —*•  XsVgi
it1 ,
Х«------1
5 /'»
Выражая отсюда xR и подставляя это
/’а (7\) v 7 & ,
" ~ A j - -j-
RTb
выражение в
ср Л, т4
1Чи
!пПГ’
' а
(16.5), находим
(166)
где Рь (Т\) определяется из уравнения (15.23). Это уравнение решается от-
носительно 7\, чтобы найти л'6, а затем U7Maj.c.
11еобходимо рассмотреть еще одну особенность процесса расширения топ-
лива. Уравнения (16.2) (16.6) составлены исходя из условия, что в точках I
и 5 процесса температурное поле активной зоны однородно, т. с. вся масса
активной зоны имеет одинаковую температуру. Однако в действнтельирсти
температура в центре активной зоны выше, чем на 11Сриг.|м?рии. Если пред-
ставить, что расширение ячеек активной зоны происходит независимо друг
от друга, совершенная работа будет значительно больше, чем в том случае,
когда перед началом расширения температура в активной зоне выравнива-
ется за счет теплообмена и перемешивания топлива. В статье III приводятся
результаты количественных оценок этого эффекта. Различие шачений ме-
ханической энергии объясняется тем, что выравнивание температуры топ-
лива это необратимый процесс, в результате которого потенциальная
энергия массы топлива уменьшается. Такое выравнивание, придшествукнцее
процессу расширения (нлн происходящее одновременно с расширением), и i
зьшают самоперемешнванием. Если в уравнении (16.3) исполь.уется среднее
значение температуры в активной зоне, расчетное значении выделяющейся
энергии будет низким.
Глава 16. Защитная оболочка
456
в. ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИЙ метод расчета выделяемой энергии
Действительный процесс уклпчспня объема топливной жкчы при
TCT«4™S Lapnn разрушения актпиюп зоны реактора Ы1 сопроводи
етТа « пямп которые существетю шл»<ают ое.тпчппу „!стю„
™ К ши относятся, например. тепловые п .механическне „„тер,,	.....
летающих к активной зоне элементах конструкции. За счет <а>юперем«Ш|.
вания топлива и градиентов давления в жидком топливе возникают догюл-
пительные потери в процессе преобразования тепловой эверит в механи-
ческую Кроме того, конечное значение энергии снижается в результате
местных гидравлических потерь потока, обусловленных сложной геометрией
воо
$ -<600
^^500
« 3 400
§ § ЗОО
I 700
1.200-
й 100
G
4000	5000	6000	700$
Средняя температура
топлива, «

Рис. I6.3. Влияние детерминистически о подхода и
различных вариантом исходных данных па роэрьта
ты расчета количества энергии, вы .еля моП r про-
цессе разрушения активной эоны [2]
о — зависимость результате» от и. : • »у<ымх растетимт
моделей; б —различный характер рлспр<	массы нат-
рия в реакторном бакс; я эффект п- 'матяпаима тол да-
на с натрием; .• возможные оокрсжЛ' »ич  '-ранях тлемая-
топ активной эоны к инутркредкторям' конструкций. Л
энергия, иыдслясмач в процессе а дка С а та чосяого расторг-
ни и топлива
внутриреакторных конструкций. Верхние части тепловыде. ющнх сборок,
включающие в себя газовую полость и зону воспроизводства, частично га-
сят энергию расширяющейся топливной массы.
Первые расчеты режима расширения топлива и сопровождающих его
гидродинамических процессов в двухмерной геометрии выполнялись по
программам REXCO и 1СЕСО*. Экспериментальные исследования прово-
дились в США и в европейских странах как на стендах, так и на реакторах:
TREAT (Аргоннская национальная лаборатория. Айдахо Фоллз), ACPR
(Сэндиа, Альбукерке) и CABRI (Центр ядерны.х исследований. Кадараш).
Наиболее совершенной программой является S1MM1 R. которая описана
в § 1о.6. Первые расчеты, проведенные по этой программе, показали, что
факторы, о которых говорилось выше, снижают на порядок ша чей нс энер-
гии, передаваемой на стенки бака реактора. На рис. 16.3 представлены ре-
чгш/по- расчетов ГШ1(этетвческой аварии реактора Ы1 по программе
" Д,1Я сРавнення приведены данные, полученные по метод) пре-
__о^Н0и Оие11ки Ефи адиабатическом расширении топлива). Приведена также
пос7г-'-?игЩТ1- ВЬ!Де’1ЯЮЩС”СЯ эяеРГИ11 от средней температуры топлива на
изменение э!аДНИ РазРуше1|ИЯ активной зоны. Нижние кривые показывают
УпомянХнх шпН‘1И энерг"и-„Рассчитанных по программе SIMMER, за счет
щая изменение ‘,еини’ ,Над ,в,м“ расположена область, характеризую-
лива с натпием J °И"Я MexaHH4ec!<0,*t энергии за счет взаимодействия топ-
средней темпепатупртгРеНИЯ теллоносите-’1я. Расчеты показывают, что при
----------Р . ре топлива, не превышающей 600С) К. выход энергии знз-
’ П₽ог₽ам«и ™ов REXCO и ICECO описаны в § 16.4
16.3. Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
457
чнтелыю меньше, чем н случае адиабатического процесса расширения.
Это может Сыть учтено при разработке проекта активной зоны.
16.3.	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ РАСПЛАВЛЕННОГО ТОПЛИВА
С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Контакт расплавленного топлива с теплоносителем, возможный в про-
цессе аварии реактора БН, рассматривается как один из опасных эф(|х?ктов,
поскольку он может привести к быстрому нагреву натрия и взрыву натрие-
вых паров. Как уже говорилось, в течение неконтролируемого аварийного
процесса возникают ситуации, когда взаимодействие жидкого топлива с
теплоносителем может повлиять па ход аварии. Особый интерес представляет
роль натриевого теплоносителя в разрушении активной зоны.
При взаимодействии расплавленного топлива с теплоносителем две
среды перемешиваются между собой настолько, что теплоотдача к натрию
становн гя во много ра i больше, чем при кипении натрия в каналах ТВС.
При этом давление паров натрия быстро растет, н происходит расширение
натрия, находящегося в двухфазном состоянии. Поскольку температура ки-
пения нырия значительно ниже температры плавления топлива, в про-
цессе ьзи.модействня натрин становится более э<|х|)ектпш1он рабочей жид-
костью. чем расплавленное топливо. Следовательно, если считать, что разру-
шение активной зоны происходит под действием расширяющегося натрия,
повреждения внутриреакторных конструкций будут более серьезными,
чем в случае расширения жидкого топлива.
( чньтется, что взаимодействие расплавленного топлива с теплоносите-
лем может быть двух видов: сильное взаимодействие (взрыв паров) и слабое
взаимодействие (интенсивное кипение). При взрыве паров передача тепла от
топлива к натрию осуществляется значительно быстрее,чем при расширении
смеси топлива с натрием. При этом значительная доля тепловой энергии, со-
держащейся в топливе, преобразуется в механическую к передается внутрен-
ним конструкциям реактора. В случае слабого взаимодействия теплообмен
между топливом в натрием менее интенсивен, и механическое воздействие
на конструкции, оказываемое расширяющимся натрием, мало. Хотя масса
натрия над активной зоной сдерживает расширение паров в области взаимо-
действия топлива с натрием, тем не менее даже при слабом взаимодействии
механическая энергия, выделяемая при испарении натрия, будет больше, чем
только при расширении топлива.
Исследования, касающиеся разрушительных последствий взаимодей-
ствия расплавленного топлива с натрием, проводятся в двух направлениях.
Во-первых, исследуется влияние различных явлений, характеризующих
процесс взаимодействия, па количество выделяемой механической энергии.
Во-вторых, большое внимание уделяется физике процесса взрыва паров.
Ниже приводится описание некоторых моделей процесса расширения натрия,
затем рассматриваются вопросы, связанные с процессом взрыва паров.
А МОДЕЛИ ПРОЦЕССА РАСШИРЕНИЯ НАТРИЯ
Модель Хикса—Мензиса
Впервые количественные исследования процесса взаимодействия рас
плавленного топлива и теплоносителя в реакторах БН были проведены
Хиксом и Мензисом 131, которые на основе законов термодинамики рассчнтэ-
Глава 16. Защитная оболочка
458____________________________________________ ______ ___________
Hi максимально возможное значение механическом энергии, выделяемой «а-
урнем при определенном значении тепловыделений активном зоны. На
рис. 16.4 приведены результаты расчетов, выполненных для начальных зна-
чений температуры топлива 3450 К и температуры натрия ИоО К. На р[|
стике представлена зависимость механической работы расширения 11ат»
рня от отношения масс натрия и топлива, а также конечного значения дав-
ления в активной зоне*.
Как предполагалось, максимально возможное значение высвобождае-
мой механической энергии увеличивается с уменьшением конечного давде-
ния. Нелинейный характер зависимости энергии от отношения масс натрия
и топлива можно объяснить следующим образом. Если доля натрия в смеси
с топливом мала, количество совершенной механической работы PdV не-
значительно. Если же доля натрия очень велика, то большая теплоемкость
препятствует повышению температуры натрия. Максимальное значение
выделяемой механической энергии соответствует отношению масс натрия и
топлива, равному приблизительно 0,1 (такое соотношение и:  натрия и
топлива характерно для реакторов DH).
При проведении расчетов предполагалось, что процессы проходят и ус-
ловнях термического равновесия. Принималось также, что i »нства ма-
териалов не зависят от температуры, отсутствует выделение тепла за счет
ядерной реакции деления в топливе. Пары натрия рассматривались как
идеальный газ. Наиболее важную роль играет первое допуще е, которое
означает, что в процессе расширения натрия обеспечиваете л фектнвный
теплообмен между топливом и натрием. Таким образом, р ты можно
считать чисто термодинамическими.
В соответствии с моделью, предложенной Хиксом и Менш м. процесс
взаимодействия расплавленного топлива с натрием можно । юлить на
два этапа. На первом этапе происходит смешивание топлива с натрием, со-
провождаемое обменом тепла между ними, который заканчивается, когда
температуры обоих компонентов смеси выравниваются, т. е. наступает
тепловое равновесие. На втором этапе натрий испаряется н. увеличивая
свои объем, совершает работу PdV, за счет которой происходит деформация
или перемещение внутр«реакторных элементов, прилегающих к активной
зоне. В процессе расширения, когда температура натрия падает. тепло про-
должает поступать к натрию от топлива, за счет чего поддерживается тепло-
вое равновесие двух жидкостей. (Физический смысл этого состоит в предпо-
ложении, что перенос тепла осуществляется с бесконечно большой скоро-
' г!г’ю1,на Участке’ хаРактеризуемом бесконечно малых! перепадом темпера-
мпй чнрпгии Гоэтому расчеты дают предельную оценку количества выделяв-
трия в диагпзмм/т'ТТ'т CXeMf процесса нагревания и расширения на-
стоянию	5 Т°чка / диаграммы соответствует начальному со-
стоянию жидкого натрия при температуре насыщения. За счет тепларас-
ноготочкой°>Тити лоасиРОИСХОДИТ раз<?грев натРия до состояния, обозначен-
пшпмп И 2’ ,ЛИ Д° свеРхкРлтической температуры (точка 3)** Процесс рас-
пеРеН0С0М/еПла от т^лнва к натрию (в cU
-I-	_ ДеЛЬЮ Х,|Кса-Мензиса). показан линиями 2 2Б и З-ЗБ.
состояния натриевы^ха п^р^в^тстоРу’равнени^м^^^ 141 с использованием уравнения
исследованиях Хикса и Мензиса ГъД-,и5НИЯ-?С0СТ0ННКЯ идеального газа, принятого в
ческой энергии увеличилось приблизительно *У^-0Максимальн<* значение механи-
«а^ыТ^роТ .Х^ГпрТвЖ	2509 К. Уравнение
16.3. Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем	459
Однако можно предположить, что расширение нагретого натрия происходит
так оьк ।ро. чю Э|Иронин натрия остается постоянной (линии 2—-2/1,3 <3/1).
В этом глупце количеппо высвобожден ной механической энергия будет ша-
чнгельпо меньше ио сравнению с предельной оценкой по методу Хикса Мен-
зиса. 11а участке <>-“3 тепло к натрию передается от расплавленного топ-
лива, на участке 3 3 расширение натрия происходит при постоянной
температуре, в то время как топливо затвердевает; участок 3"—ЗБ соответ-
ствует теплообмену натрия с твердым топливом.
Рис. 16.5. Гипотетический аварийный
процесс разрушения активной зоны, по-
строенный в /—х* диаграмме для нат-
рия 17’кр - критическая температура;
J.-1 ЛЛ линия постоянного давления)
500
----1--U—I-----1---
о а,о$ оро о,15 ofzo
Отношение масс натрия *
и топлива
Рис 16 4 Работа, совершаем.in при рпс-
uiiiptiiHH токлнпа (данные Хикса Мен
зиса при начальных значениях темпера-
туры топлива ЗГИ) К и температуры
натрии 11 >0 К н ра«личном конечном
давлении) |3]
Если предположить, что в процессе смешивания топлива с натрием фаio-
вых изменении не происходит и удельные теплоемкости веществ постоянны,
то температура натрия в смеси перед началом расширения определяется
следующим выражением:
Ч ЛН ">rN.. rNU
Ч + w,cNn
06.7,
где индексы / и Na означают, что параметры относятся к начальному со-
стоянию топлива и натрия соответственно. Величина т octi, отношение мас-
сы натрия к массе топлива. Механическая энергия, передаваемая внешним
элементам конструкции, выделяется яри расширении натрия. Топливо
передает тепло натрию, н температура двух составляющих смеси поддер-
живается одинаковой. Процесс расширения можно считать адиабатическим.
Уравнение первого закона термодинамики для процесса расширения задан-
ной массы смеси натрия и топлива можно записать в следующем виде:
где dW PdV— работа расширения натрия: dU dU^., + dl.J,
Это уравнение было использовано Хиксом и Мензисом. Значение W оп-
ределяется равновесной температурой ТГГ] смеси перед нача том расширения.
Маловероятной представляется возможность достижения критической тем-
пературы натрия 'Г1(„. Если происходит взрыв парой, температура натри
Глава 16. Защитная оболочка
460
не превысит значение, при котором происходит спонтанное образование
! зы₽рько» кппсн.п, (0,9Г«„. см. § 16.3). ton, bmumoac,.степс рае,,лав..,й|.
„ого топлива с патрпем происходит менее пптепсппко (слабое ваапмодепст.
вне) теплоперенос от топлива к натрию ухудшается, что oi раннчнвает
нагрев натрия. В этом случае нельзя принимать бесконечно большое значе.
ние скорости теплопереноса, как в модели Хикса—, кшзны. в связи с чем
расчетное значение механической энергии расширения натрия уменьшается.
Основными причинами уменьшения теплопередачи от топлива к натрию яв-
ляются низкая теплопроводность топлива, а также термическое солротив.
лепие паров натрия и газообразных продуктов деления.
Модели, учитывающие нестационарный характер процесса
взаимодействия топлива с натрием
Процессы теплопередачи п массопереноса прн взаимодействий топлива с
натрием — нестационарные. Учет зависимости от времени ингенсившктн
этих процессов приводит к снижению расчетного значения вы иляемой ме-
ханической энергии по сравнению с ее значением, полученным по методике
Хикса—Мензиса. Ниже рассматриваются основные особенности расчет-
ных моделей нестационарных процессов.
Прежде всего необходимо учитывать влияние термнческ. сопротив-
ления топлива на скорость теплопередачи. За счет температурного гра-
диента внутри топлива обеспечивается перепад температур между топливом
и натрием. Дополнительное термическое сопротивление пре к являет зона
контакта топлива и натрия, в особенности — при наличии п. ров натрия и
газообразных продуктов деления. Кроме того, время, ш <л тнмое для
дисперсии топлива и смешивания его с натрием также увеличивает общую
продолжительность процесса расширения.
Перемещение расширяющегося натрия в зоне его взанмодейсгвия с топ-
ливом, сдерживается неподвижными прилегающими элементами, а также
массой более холодного натрия над активной зоной Различают две фазы
действия сдерживающих факторов в процессе расширения натрия.
В начале процесса сопротивление движению натрия создастся за счет
передачи давления от зоны взаимодействия через массу натрия, располо-
женного над активной зоной, в виде звуковой волны Для этого этапа за-
висимость давления Р от скорости V верхней границы зоны расширения
можно представить как
р~Л>=Ро<о
(16.9)
3RVk-f 'Хпг/0 соответственно давление, плотность натрия и скорость
звука в неподвижном натрин.	г
мая3ш1епшюЕня?^лЗОП и взаимоде"СТВВя Движется вверх как нссжимае-
за счет chi инрппин ра' 5Т0М этапе расширение натрия сдерживается
жения наттшя по!сцЯГтрД°ВаТе‘1ЬН0’ зав"симость Давления от скорости дви-
жения натрия получается из уравнения F = та и имеет вид.
Р-Р„={>Н(™- + g
\dt 6
(16.Ю)
где Н —
защитного^аад^р^^^	нзаимоденствия; Ро — давление
Р • g ускорение свободного падения.
16.3. Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
461
Расчетная модель SOCOOI.
Оценка уменьшения расчетного количества выделяемой механической
энергии за счет нестационарных процессов теплопереноса и механических
сдерживающих факторов была впервые сделана Падиллоп 151. В использо-
ванной нм расчетной модели SOCOOL предполагалось, что первый этап
расширения длится до возвращения в зону взаимодействия волны давления
после достижения ею верхней кромки массы натрия. Этот этап называется
периодом разгрузки. Считается, что до начала периода разгрузки тепло от
поверхности капель топлива свободно передается натрию, однако учиты-
валась низкая теплопроводность оксидного топлива путем ввода в програм-
му уравнений нестационарного процесса теплопереноса внутри сферической
капли топлива. После завершения периода разгрузки капля топлива окру-
жена оболочкой натриевых паров, и теплообмен топлива с натрием резко
уменьшается. Поэтому количество совершенной натрием работы рассчиты-
вается из уравнения термодинамического, не зависящего от времени, про-
цесса расширения. Для данной расчетной модели уравнение первого закона
термодинамики в производных но времени имеет вид:
(16.11)
где Q — скорость переноса тепла от топлива к натрию.
Скорость теплопереноса и совершенная механическая работа, рассчи-
тываемые но программе SOC.OOL, зависят от размеров капель топлива.
Для выполнения условий теплового равновесия (как это принято в модели
Хикса Мензиса) необходимо, чтобы капли топлива обладали пулевым
объемом. Результаты экспериментальных исследований показывают, что
средний диаметр частиц 1Ю2 при смешивании топлива с натрием составляет
от 100 до ПЮО мк.м (см. рнс. 16.9). Для таких размеров частиц расчетное
значение выделяемой механической энергии значительно меньше, чем
в условиях термического равновесия. Нельзя не учитывать также наличие
частиц топлива меньших размеров, поскольку существует вероятность по-
явления детонационной волны, о чем будет сказано ниже, при рассмотрении
расчетной модели процесса, предложенной Бордом и Холлом.
Параметрическая модель процесса
Чо и Райт предложили более общий вариант модели Паднллы Ibl.
Во-первых, ими было введено обобщенное описание сдерживающих факторов
в зоне взаимодействия расплавленного топлива с натрием (звуковая волна
и силы инерции). Кроме того, были уточнены уравнения теплопереноса, а
также введена постоянная времени, позволяющая учесть задержку про-
цесса расширения за счет дробления топлива и смешивания его с натрием.
Введение этих модификаций в программу привело к дальнейшему умень-
шению расчетного значения выделяемой механической энергии Дополни-
тельные усовершенствования коснулись параметрических моделей.
Основной трудностью, связанной с применением параметрических рас-
четных моделей переходных процессов, было отсутствие экспериментальных
данных, необходимых для сравнения с результатами расчета. Только в
конце 70-х годов Якобс (Карлсруэ, ФРГ) разработал расчетную программу
MURTI параметрического тина 171. Результаты расчетов процесса взаимо-
действия расплавленной UO2 с натрием сравнивались с данными экспери-
ментальных исследований, проведенных в Центре ядерных исследований в
Гренобле 181 и в Лаборатории в Сэндна 191.
Глава 16. Защитная оболочка
462
Б. ВЗРЫВ ПАРОВ
Веооятвостъ мощного взрыва паров в процессе взаимодействия расп.1а.
В Р та Нт с натрием‘-одна нз серьезных проолем. рассматриваемых
реакторов БН. Эпоху вопросу посвящены м,,ог„.
пялеяовтпя взппмолействн,, Щ с
иттвпеч в далях «ШМ» ус.товш!. при которых может пром»
Z Р В Случаев взрывов практппческп не было зафиксировано. .Ъ1ШЬ
в Некоторых экспериментах, когда количество натрия участвующего в ре.
акции, было мало, наблюдались слабые взрывы 1131. В от к. иных случаях
18 9] были зафиксированы значительные импульсы давления, ’ сгорые мож*
но скорее отнести к слабым эффектам реакции топлива и па грин, чем к взры-
вам. Таким образом, экспериментальные данные позволяю ать вывод
о том, что вероятность мощных взрывов паров при смешш . ? hi жидкого
топлива и натрия в реакторах БН чрезвычайно мала.
Кроме того, проводились экспериментальные исследова) рыва паров
при взаимодействии других жидкостей.
Благодаря полученным результатам были разрешены мн е • порные
вопросы, касавшиеся проблемы взрывов паров.
Стадии прохождения взрыва
Мощный взрыв ларов проходит, по мнению болыиинсгвя исследова-
телей, четыре стадии:
1)	предварительное смешивание жидкостей;
2)	начало взаимодействия;
3)	развитие взаимодействия;
4)	распространение взрыва.
Ниже описываются все стадии. Затем коротко характере 9 ются два
различных направления, по которым идет теоретическое ж ледование взрыва
паров: метод спонтанного парообразования, разработанный Фоске ПИ. и
метод детонации, предложенный Бордом и Холлом 115].
Смешивание жидкостей. Предварительное смешивание горячей и холод-
ной жидкостей является первой стадией процесса взнмодействня, когда ча-
стицы топлива имеют относительно большие размеры и теплообмен между
двумя средами недостаточно интенсивен. Важную роль в процессе переме-
шивания топлива с натрием играет пленочное кипение натрия, которое
ограничивает контакт жидкостей в течение длительного времени.
Сила взрыва паров определяется в значительной степени интенсивностью
объемного перемешивания и взаимодействия топлива с натрием. При ин-
тенсивном взаимодействии происходит быстрое перемешивание больших
количеств горячей и холодной жидкостей, так что последующий взрыв паров
происходит почти одновременно в большом объеме. Как пока ывают оценки,
чтобы взаимодействие топлива с натрием в реакторе БН могло привести к
разрушению корпуса реактора, необходимо одновременное смешивание
больших количеств топлива и натрия.
ляется* пг^ЛАирГ°Де^СТВ,,Я’ Необходимым условием для взрыва паров яв-
происхолнт кпглд6, к°нтакта гоРячеГ| И холодной жидкостей. Этот контакт
Исчезновение Чезает паРовая пленка на границе раздела жидкостей-
вотной) ити ох 1яж?рНМ0ЖеТ бЫТЬ вызвано импульсом давления (ударно”
волной) или охлаждением горячей жидкости.
16.3. Взаимодействие расплавленного
топлива с теплоносителем
463
Развитие процесса взаимодействия. Для того, чтобы ускорить перенос
тепла от топлива к натрию, необходимо увеличение теплопередающей по-
верхности, которое может произойти за счет дробления крупных кусков
топлива. Процесс размельчения топлива до конца не изучен. Определенное
влияние па него оказывают местные очаги повышенного давления на гра-
нице раздела горячен и холодной жидкостей. Фоске I14I выдвинул теорию,
согласно которой температура па поверхности соприкосновения топлива с
натрием в начальный момент взаимодействия но крайней мере не ниже тем-
пературы спонтанного образования пузырьков кипения натрия. Таким
образом, создаются условия для местного повышения давления, что приво-
дит к развитию процесса взаимодействия жидкостей н взрыву паров. Во-
просы теории спонтанного пузырькового кипения натрия и дробления топ-
ливной массы будут рассмотрены ниже.
Распространение взрыва. Завершающей стадией взрыва паров является
распространение процесса взаимодействия в смеси крупных кусков топлива
с натрием. На ранних этанах исследований предполагалось, что после взры-
ва толщина паровой прослойки резко уменьшается, и практически одновре-
менно с эгнм происходит дробление топлива во всем объеме смеси. Колгейт
|16| предположил, что скорость распространения взаимодействия меняется
со временем. Согласно теории, выдвинутой затем Бордом и Холлом [151,
распространение взаимодействия определяется волной детонации.
Теория спонтанного пузырькового парообразования
Согласно предложенной Фоске теории, для возникновения мощного
взрыва паров необходимы следующие условия:
1)	предварительное смешивание крупных частиц топлива с натрием при
одновременном пленочном кшгенпк натрия;
2)	контакт двух жидкостей;
3)	температура в начале взаимодействия должна быть равна или больше
температуры спонтанного пузырькового кипения для натрия;
4)	д<х-га точное шипение усилий, сдерживающих движение жидкости.
Если температура превышает значение, соответствующее спонтанном!/
пузырьковому парообразованию*, быстро образуются зародыши паровых
пузырьков, имеющие критические размеры, достаточные для их устойчи-
вости, и фазовый переход протекает с большой скоростью. Многочисленные
эксперименты с водой и органическими жидкостями показывают, что необ-
ходимым условием для взрыва паров является достижение температуры спои*
тайного парообразования холодной жидкости.
Если две жидкости соприкасаются между собой, температура на грани-
це раздела Г/ рассчитывается по с|юрмуле
Т1л-Т, _л/	(16.12)
ГI ’ Iсо 1	^)h
где индексы h и с обозначают горячую и холодную жидкость» а индекс О
относится к исходным значениям параметров; р— плотность; ср — у цель-
пая теплоемкость; k — коэффициент теплопроводности.
* Для чистой однородной жидкости существует понятие температуры гомогенно*
го пузырькового парообразования. Эта температура равна приблизительно 0,(> кри!И*
чсского значения (для натрия Ткр 2509 К). При наличии центров парообразования
(мелкие примеси а жидкости, поверхность стенок) пузырьки пара могут обр пови-
ваться на них спонтанно при температурах меньших, чем температура гомогенного
парообразования.
Глаза 16. Защитная оболочка
464
Нч рис 16 6 приведены температуры спонтанного парообразования
лчя натоня с тем iepan-рой Ti на границе раздела расплавленного оКсид*
Soro топив (UO ) И натрия при различных значениях исходных темп
^ топтива и натрия, а также зависимости от давления превышения Ж1.
пеСатурX и Г,- над температурой насыщения натрия (т. е. степени пере.
г/S) Температура на границе раздела значительно ниже температуры ено,,.
х:
Цгда-
S &6Ю-
о.
tn
$ ъпоо -
5	-
* £ W|-
£ Ъ
Qj
£
$,ZW 4<77 ОД ryO 10	100
Да Зление. МЛ'’
Рис. 16.6, Зависимость температу-
ры спонтанного пузырькового ки-
пения натрия и температуры ннр-
заиного контакта топлива IJOj—
PuOj с натрием от давления (на-
чальная температура топлива рав-
на 3470 К начальная Темпериту
ра натрия равна 10 0 К) (Ы|
танного парообразования. Следовательно, согласно гипот Фоске, если
оксидное топливо смешивается с натрием при указанны; миературах,
не следует ожидать возникновения мощного взрыва нарог Правда, мо-
гут происходить небольшие взрывы с задержкой во в}.- м< ш. если нат-
рий будет захвачен топливом и его температура юстиг ei значения,
соответствующего спонтанному парообразованию [13| На рис 16.7
представлена область изменения начальных значении смпсратур Ю3
<5
5-> 6000
<5
\5000
§
S 4,000
\oooo
£ 2000
?
с
*
<ъ
woo
------1---I----I__;___
о гао wo sqo
Начальная температура
натрия, °C
Рис. 16.7. Диаграмма, пока ыплющая. что до-
стижение температуры спонтанного пузырько-
вого кипения натрия при взан но действии его
с расплавленным оксидным топливом в реаль-
ном дапазеше исходных температур милове-
роятно (17). В области, расположенной ниже
наклонной линки. Т<<1\х
а — угол наклон! мрадмш) пуьырьк! к по-
верхности. н« которой промсгс.нт парообра-
зование; а-0 соопиггсшует г эм огт я ному об-
разованию пувырысов пара f - температур*
плавления 1*о>: 2 темпгрлт»ра кипени* UO>
§
и натрия, для которой Л<Г.$л-,
чения температур, возможные в
причем эта область охватывает все зна-
, - -	- аварийном процессе разрушения актив-
ной зоны, х гол контакта а — это угол смачивания натрием твердых
примесей и поверхностен, которые служат центрами парообразования,
при —0 происходит гомогенное парообразование.
Итак, теорией спонтанного парообразования доказана невозможность
^™Л\?,РЫВ0В при взаим°Действии оксидного топлива с натрием. Однако
' г пл» !еНЯТСЯ В сл-чае испо;1ьзоваипя. например, карбидного топлива,
не LtT™	,16J2) -можно Роптать UMnepanpv на грани-
сидногоЛ0Г0 Т0ПТа и Натрия’. кот°Рая више- че« в случае ок-
оксидного тоти’пя 'ДГОДарЯ 60,166 Выс°кой теплопроводности карбида. Д-1Я
ллература на поверхности соприкосновен к я расплав-
16.3. Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
465
ленной стальной оиолочки твэла с натрием может превышать температуру
спонтанного парообразования в натрии. Однако для того, чтобы в этой сис-
теме произошел мощный взрыв паров, необходимо выполнение других, озна-
ченных выше условий.
Гипотеза Борда — Холла
Чтобы интенсивное взаимодействие топлива с натрием происходило одно-
временно в большом объеме, должен существовать механизм распростра-
нения взаимодействия внутри объема расплавленной смеси. Колгейт 1161 вы-
двинул гипотезу. что взрывное расширение холодной жидкости приводит к
усиленному перемешиванию горячей н холодной жидкостей, т. е. к даль-
нейшему распространению их взаимодействия. На основе этой гипотезы
Рис. 16 8 Развитие процесса взаимодействия
расплавленного теплина с натрием в соитнет-
ста: и с моделью борда — Холла:
/ больинр Капли тоидиил п пигрми: 2 мелкие
КЯПЛН I 1Н» .1 (pniMr.lh’IPIIilf происходит ли счет
прох* >АЯЩеЛ -л рной волны); ,7 полна ллилгннй
ООО О о
о О ° О
О о о о
Борди Холл Ц">| разработали методику одномерного расчета динамики взры-
ва при условии установившегося режима распространения взаимодействия
двух сред. Согласно методике рассматриваются три стадии процесса.
На первой стадии происходит смешивание с натрием относительно круп-
ных капель топ-шва. Далее предполагается, что в результате действия како-
го-либо механизма возникает ударная волна. Третья стадия характеризу-
ется размельчением капель топлива за счет ударной волны, интенсифика-
цией перемешивания жидкостей и теплообмена, что в свою очередь способ-
ствует увеличению энергии волны (рис. 16.8).
Различные варианты рассмотренной модели процесса исследовались экс-
периментальным путем, однако механизм размельчения топлива за фрон-
том ударной полны до конца не изучен.
В ПРОЦЕСС РАЗМЕЛЬЧЕНИЯ КАПЕЛЬ ТОПЛИВА
Необходимым условием интенсивного теплообмена между взаимодей-
ствующими жидкостями во всех случаях является достаточно большая по-
верхность соприкосновения двух сред, которая образуется за счет хороше-
го размельчения расплавлением о топлива. Специалисты рассматривают раз-
личные модели процесса размельчения капель топлива в соответствии с
разными концепциями явления взаимодействия топлива с натрием.
Во-первых, учитывается гидродинамическое дробление топлива, обуслов-
ленное быстрым относительным движением топлива и теплоносителя. Дей-
ствием этого э<(х[)екта можно объяснить размельчение капель топлива вслед
за прохождением ударной волны, как это предполагается в модели Борда
Холла. Основным критерием, характеризующим гидродинамическое дроб-
ление топлива, является число Вебера:
\уе=Д!^-,	(16.1.1)
а
Глава 16. Защитная оболочка
466
где р — плотность жидкости, которая подвергается дроблению; /9 — д[[ах
капель; V — относительная скорость движения жидкостей; п — ко^гМ^
цнент поверхностного натяжения жидкости, подвергаемой дроблении
Хотя процесс дробления крупных капель топлива начинается црн ’
чепиях We т 12, быстрое размельчение капель (в соответствии с моде'На'
Борда—Холла) может произойти только прн срыве пограничного Cl/bl°
неустойчивости по Тэйлору, что характерно для больших шачеиий We * Н
для более высоких скоростей относительного движения жидкостей ’ Т’
чепиях We 
100
50
10
1ООО
500
10000
5000
5 ГО 20 40 60 6O9O95
Масса частиц нс выше
данного размера } °/о
<?)
г
У
I
53

5
г 5 Ю JO 50 ?О 90 95 90
масса части. * • выше
данного ра~ 'мера^ •{•
Рис. 16.9. Распределение по размерам частиц топлива при дроблении И’ в нитрян [20]
« — результаты испытанна на реакторе TREAT и на моделях а мяло* маештяб*; б оаяяок» •
штабные испытания к а стендах
Значения критерия Вебера и продолжительности предь зрительного сме-
шивания в зависимости от числа Бонда (Во) и коэффициента сопротивления
Cd (где Во = g Cd We) получены для смесей жидкостей н газов. Данные
экспериментов 1181 показывают, что эти соотношения справ глнвы для сме*
сей различных жидкостей, однако вопросы дробления капель жидкостей
при их движении требуют более глубоких исследовании
В качестве другого эффекта, вызывающего дробление капель топлива.
Банкофф 11 И предложил рассматривать кипение жидкости Прн -том учи-
тываются такие явления, как интенсивное кипение, волны давления. кон-
денсация паровых пузырьков, струйное течение, захват теплоносителя топ-
ливом и срыв паровой пленки. Некоторые из перечисленных эффектов могут
иметь циклический характер: например, в случае захвата теплоносителя
топливом происходит испарение взрывного характера, затем ларожядкост-
ный пузырек конденсируется, вследствие чего струя жидкого топлива про-
никает в натрий, вновь происходит захват теплоносителя топливом, и цикл
повторяется. Большое внимание уделялось изучению срыва паровой п-1еН*
ки с поверхности капель топлива и связанного с этим интенсивного взаимо-
действия жидкостей. Результаты экспериментов показывают, что, если в м0
мент срыва пленки температура на поверхности соприкосновения жндкосте!
превышает температуру спонтанного парообразования, взаимодействи
жидкостей проходит бурно, что соответствует гипотезе, выдвинутой Фоске
16.4, Деформация элементов
конструкции реактора
467
В соотектвии с другими моделями дробление капель топлива рассмаг-
рнваекя как огноспгельно медленный процесс. Одной из них является мо-
дель процесса дроиления капель вследствие термических напряжений 119|.
Согласно - юн модели происходит быстрое затвердевание поверхностного
слоя капли, и возникающие термические напряжения приводят к его разру-
шению, Описанный механизм хорошо согласуется с данными экспернмен
тальиых исследований равномерного впрыска рс|сплавлеиио|о топлива в
натрии. Однако поскольку для затвердевания топлива необходимо большое
время (порядка 50 мс), такой процесс не приведет к взрыву паров. Одной! из
причин, вызывающих разрушение капель, может быть быстрый выброс
газа (например, газообразных продуктов деления) из топлива. Поскольку
инертные газы плохо растворяются в двуокиси урана, для этого топлива
эффект выброса газа можно не учитывать.
Экспериментальные исследования взаимодействия расплавленного топ-
лива с натрием проводились как на реакторах, так и па специальных стен-
дах. Результаты показывают, что во всех случаях происходит размельчение
капель топ : пз. причем конечные размеры частиц могут быть самыми раз-
личными. Н । рис. 16.9 приведены распределения частиц ио их размерам,
Эксперименты по впрыску расплавленного топлива в натрий, вызванному
аварийны г увеличением тепловыделения в твэлах, проводились па реак-
торе 1 R1 АТ Размеры частиц топлива, образующихся прн этом, были боль-
ше. чем гребустен для распространения взаимодействия в объеме натрия в
соответствии с моделью процесса Борда- Холла. /1ля исследования вероят-
ности получения более мелких частиц необходимы эксперименты на вибра-
ционных стендах.
16 4. ДЕФОРМАЦИЯ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА
После того, как определено количество энергии, выделяемой и процессе
аварийного разрушения активной зоны, необходимо оненитЕ, ее воздействие
на внутриреакто|шое оборудование, стенки корпуса и соединенные с ним
трубопроводы (рис. 16.10).
Расширяющаяся масса активной зоны, характеризуемая большими
значениями температуры я давления, входит в соприкосновение с приле-
гающими элементами конструкции и через слой теплоносителя передает
энергию стейкам первого контура. Усилие, направленное вниз, передается
через напорный коллектор активной зоны и слой натрия на днище бака
реактора и далее — па узел крепления корпуса. Распространяющаяся в ра-
диальном направлении волна давления достигает боковых стенок бака. При
этом на участке, где внутреннее давление имеет максимальное значение,
может произойти радиальный прогиб стенки бака.
Хотя верхняя часть активной зоны и расположенные над ней элементы
конструкций препятствуют расширению расплавленного топлива, масса
натрия над активной зоной поднимается иод действием давления до сопри-
косновен ее я с крышкой бака реактора. Ударное воздействие натрия на крыш-
ку бака носит иеунругнй характер, при этом избыточная энергия рассеяв г
ется в радиальном направлении, вызывая деформацию стенки бака я верх-
ней части. Крышка бака удерживается крепящими устройствам!!
.Механическая энергия, выделяемая прн аварии реактора, передается
оборудованию теплоотводящих контуров, во-первых, за счет смещения па-
трубков на стейках бака, приводящего к де<|юрмацпи трубопроводоЕ . з,
во-вторых, благодаря рас!!ространенню волны давления в натриевых копту*
рах.
Глава 16. Защитная оболочка
468
Рис. 16.10. Схема воз-
можных повреждений
реактора пет.юного типа
при аварийном разруше-
ниц активной зоны:
а— активная зона: б _ уро_
пень натрия; в — глзовпЧ по'
душка! ! — расширение nv,
зыря с высокой темпсрату.
рой и Гюлылнм лпвлсиигм-
3 подъем массы	патрия
над активной зоной; 3 __
опускание элементов монет
рукцнм; 4	— рлдцЛЛ|,11(и.
перемещение нижней части
бпКа релктора н ипутрнбд.
коиых конструкций; 5 _
р.пивльиое смещение ftcpv
ней члети бака; 6 выброс
катрня; 7 смещение ц.
щитной крышки и дсформа.
ним креплен нА; 8 — дефоп.
мицпч пиарных элементов
бакл реактори; » - смете-
лис трубопроводов
Ниже рассматриваются методы экспериментальной и расчетной оценки
механических деформаций оборудования, вызванных рл ipy нием актив-
ной зоны. Приводятся некоторые результаты н сел ед за i
А. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ
Ранние исследования
На ранних стали я х’иссл словаки я аварийных режимов быстрых реакторов
доля выделяемой энергии, преобразованная в механическую, принималась
завышенной в соответствии с принятым консервативным подходом к оценке
аварий. Дальнейший анализ показал, что ее значение может быть снижено.
Исследования, направленные на уточнение значения механической энер-
гии, проводятся и в настоящее время.
Ранее для оценки возможных разрушений количество механической энер-
гии выражалось через эквивалентное количество тринитротолуола (ТНТ)
1 МДж - 230 г ТНТ.
Введение такого эквивалента было связано с имею нимся опытом использо-
вания аналогичного метода в морской артиллерии [21J
Однако применение методики, основанной на эквиваленте ТНТ. ДЛЯ
оценки механических повреждений быстрых реакторов приводит к зна-
чительным неопределенностям, поскольку давление при взрыве ТНТ изме-
няется иначе, чем в процессе разрушения активной зоны. Механически®
повреждения при взрыве или при повышении давления могут быть вызваны
м^тмД^и°"п,В0ЛН0Й’ КОТОраЯ с большо» скоростью воздействует на эле-
тенного wfnanl"11’ ТЭК И сРавнительно медленным расширением расплав-
(порядка Хк?^еГ°СЯ вещества- ВзРыв ТНТ характеризуется быстрым
Ж. R Л ± микросекунд) ростом давления, которое достигает
 Па. В то же время в рассматриваемых авариях разрушения активно»
16.4. Деформация элементов
конструкции реактора
469
зоны скорость роста и максимальное значение давления на несколько поряд-
ков меньше. Таким образом, Э(|хректом, определяющим масштаб разрушений
при взрыве Т Н I „ является ударная волна, тогда как аварийное расплав-
ление активной зоны характеризуется сравнительно медленным процессом
расширения топливной массы.
Авария на реакторе SL-1
Некоторые интересные данные, которые могут быть использованы при
оценках последствий больших аварий, получены во время аварии па при-
надлежащем военному ведомству тепловом реакторе малой мощности SL-I,
которая произошла в 1961 г. па испытательной площадке в Айдахо Фоллз
[22I. 15 активной зоне реактора содержались материалы, отличные от при-
меняемых в современных реакторах БН (вода в качестве теплоносителя,
алюминиевая оболочка твэлов с металлическим топливом), поэтому на ос-
новании анализа этой аварии нельзя сделать определенного заключения о
временных масштабах процесса разрушения активной зоны в реакторах БН
большой мощности. Однако информация о характере механических повреж-
дений элементов сбору доешпия представляет большую ценность.
Согласно оценкам полное количество энергии, выделившееся в процессе
аварии на реакторе SI -1, составило 130 МДж 1221. Из общего количества
энергии 50 60 МДж пришлое!» на центральную часть активной зоны,
причем в резу штате вз.тимодействия расплавленного алюминия с водой в
течение 30 мс происходило нагревание воды. 15 результате аварии произошли
повреждения активной юны, тепловой защиты и корпуса реактора.
Прок юр 123] предпринял попытку воссоздать иоследОвателЕшбсть со-
бытий аварийного процесса по данным измерений смешения корпуса ре-
актора и остаточной деформации стенок. 11а рис. 16.11 показан характер
деформации корпуса реактора и представ-
лены результаты н ьмереняй.
Проктор пришел к выводу, что часть
выделившейся энергии (около 2,5 МДж)
была воспринята нижней частью корпуса
реактора, элементами конструкции актив-
ной зоны и блоками тепловой зашиты при
нервом импульсе давления в активной зоне.
Прибли.пттелЕмто 3,6 МДж энергии Седло
передано массе воды над активной зоной,
что привело к увеличению на 3,3 м вод. ст.
давления на крьппку реактора и вызвало
прогиб стенки бака в верхней части. Таким
образом, энергия, перешедшая в механиче-
скую работу, равна 6,1 МДж, т. е. со-
ставляет 5% полной выделенной энергии
(130 МДж).
Проктор ставил своей целью оценить
возможность использования при оцен-
ке последствии ра <рушения активной
зоны результатов исследовании, проводи-
мых ранее в ведомстве морского < йота.
Эти исследования онисашд в книге Соула
^Подводные взрывы'» |21|. В конце 50 х и
Качале 60-х годов в Лаборатории мор-
альная деформация
стен*и дала, ’/»
Рис. 16. Н. Деформации корпуса
реактори SL I и результате апл
рнн [231:
/ ОСЬ реактора. 2 dkrnmui
.7 крышка блкп. 4 норми п.и.м ж< и
(|)И1 урацнн стенки бак*. 3 дгфирмм-
роидниля стенхд
Глава 16. Защитная оболочка
470
ской артиллерии США проводились эксперименты на модели реактора
«Энрико Ферми», целью которых было определение последствии гпц01¥>
тического взрыва активной зоны. Кроме тою. I к следовал и сь модели ба-
ков различных конфигураций и размеров, в результате чего был» сфор.
мелированы эмпирические «законы поведения оболочек под действием
взрывов» (21].
Наиболее характерным результатом экспериментальных ||сследован|п|
явился тот факт, что деформация стенки корпуса на повреж денном Участке
всегда превышала третью часть предельной деформации разрыв^ Полу.
ценной при испытаниях конструкционного материала в обычных условиях
В указанных выше «эмпирических законах» устанавливается соотношение
значений энергии, выделяемой при аварии, и механических Д^Ьормаций
стенок бака реактора.
Оценки аварии реактора SL-1, проведенные Проктором 1231, показали,
что значения деформации корпуса вполне соответствуют количеству выде^
ленной энергии. Деформация стенок корпуса была существ. меньше допу*
сти.мых значении, и повреждений корпуса не произошло В начале аварий,
ного процесса уровень жидкости был значительно ниже крышки бака. За-
тем, когда произошел удар массы воды о нижнюю hoi 'рхность крышки,
бак реактора изменил свое положение, и, кроме того, во.. нк i рлгнб верхней
части стенки бака.
Моделирование аварийного процесса с помощью взрь чатых веществ
В целях изучения механического эффекта аварии як- i юны реакто-
ров БН в США (25-271 и в других странах 128, 29| щ лились много-
численные экспериментальные исследования с исполь ганием взрывчатых
веществ. Поскольку аварийный процесс разрушения актин: й юны быст-
рого реактора происходит с мепыией скоростью (время щ щ а составляет
несколько миллисекунд) по сравнению со скоростью хи иче; кого взрывая
основным разрушающим фактором здесь служит не х парная волна, а рас-
ширение расплавлен нои массы активной зоны, главной проблемой экспе-
риментального моделирования аварийного процесса в реакторе является
подбор взрывчатого вещества, скорость сгорания которого оогветствовала
бы темпу развития аварии в активной зоне (301.11а экспериментальном стен-
де в Кадараше (Франция) проводились исследования взрывов под \ ровней
натрия в целях определения возможного разрушения крышки бака и выбро-
са натрия наружу (31).
Эксперименты с расплавлением топлива, в которых в ограниченных мас-
пасшнп₽ивоЛгД0Ва’1ИСЬ мехаиическне эффекты, сопровожлвкнцие процесс
ACPR'h CABR1 И Топлива 11 ,,атР,,я- проводились в реакторах ТРЕАТ,
б. расчетные методы
актор™ ппи'1 гнппВгетнил<Н-Ы- поврежде,)ИЙ конструкционных элементов ре-
четных ппогоамм н-нСг°И аваР,,и актпв”ой зоны создан целый ряд ряо
REXCO созданный г nJ К Дее lu,lpOKO используется комплекс программ
торе Программы RFYmJ™H° расчета аварийных процессов в реак-
•Ъгранжа? г^точшш п^т ?К -” ИСП0ЛЬЗ> 1е К00рДИН?
HEMP, разработанная п' л л 'СОВерше,нствоаания таких программ. к*к
созданная в ЧосАтячп * ^оратории Лоуренс Ливермор, или F-MAGEE.
Лос-Аламосской лаборатории Для базее точного анализа.
16.4 Деформация элементов конструкции реактора
471
учитывающего значительные изменения конфигурации элементов конструк-
ции реакюра» разработки математические программы, построенные на
системе координат Эйлера, например ICECO (331.
На рис. 16.(2 показана типичная модель реактора петлевого типа, ис-
пользуемая для расчетов но программе REXCO. а на рис. 16.13— характер
развития аварийною процесса. Момент времени, принятый за пуль, соот-
ветствует появлению в активной зоне газового пузыря, характеризуемого
большими шаченпями температуры и давления. Па следующей диаграмме
(15,9 мс) видно, как происходит расширение пузыря, а к моменту 38,3 мс
натрий достигает крышки бака реактора. В соответствии с вариантом рас-
чета по программе R1 -.Х(Х) натрий входит в соприкосновение с крышкой бака
одновременно ио всей ее поверхности. Однако расчеты, проведенные по
программе S14MI R 1*21, показывают, что удар массы натрия приходится
вначале на центральную часть крышки» а затем—па ее периферийные
участки В этом случае вертикальное усилие, передаваемое движущимся
натрием па крышку бака, будет меньше. Неравномерность скорости подъема
массы натрит определяется соотношением высоты и диаметра верхнего кол-
лектора реактора.
По пр ч'рлмме REXCO рассчитывается также распределение выделяемой
энергии м жду ,Дементами конструкций реактора. На рис. 16.14 представ-
лены рез\ ц.г.ны расчета компонентов суммарного количества энергии»
выделяем «н ь процессе аварии; момент столкновения массы натрия с крыш-
кой реакторного бака принят <а начало отсчета. Вслед за инком нагрузки
происходит «изчнгельнос уменьшение усилий, действующих на крышку ба-
ка Кинетиш кая энергия движущейся вверх массы натрия частично пре-
образуется во внутреннюю энергию тепло-
носителя. а направление усилий и вменяет-
ся с осевого ла радиальное Определенная
доля энергии расходуется на деформацию
крышки бака и узлов се крепления, од-
нако основная часть се перелается стенкам
корпуса реактора. Внутренняя энергия
натрия также возрастает. Основные пара-
метры. характеризующие аварийный про-
цесс в начальный момент расчета (т. с. в
момент столкновения натрия с крышкой
корпуса), следующие: скорость движения
натрия 30 м'с: кинетическая энергия
движущегося натрия 51 МДж (масса
натрия — 1,2 • 10* кг); толщина стенки ба-
ка— 86 мм; масса крышки бака реактора —
7 • 10й кг; площадь поперечного сечения
крепежных деталей — 0,32 м2; давление
паров в активной зоне — 1,4 МПа.
Рис. 16.12 Расчетная моде ж реактора 611 петле-
вого типа, принятая н программе REXCO, R 
«304,8 см (10 делений, равных 30.48 см):
t инертный пэ*. 2—натрий; 3— напорный коллектор
активной зоны -f торцевая in щита; Л пктннная •<>
на. Л торцевой экран; 7 — нерхний коллектор;
бокогой экран; f> — крышка бяка релктора, И/—
крепление крышки // бак ргякторв (толтмиа стеикн
*Ч> ню; 12 сбсчмЛкл активной «они (толщина стенки
63 ну); 13 — боковая зашита. М - бпк роакторл (тол-
щина сгснки 70 мм)
Глава 16. Защитная оболочка
472


Рис. 16.13. Результаты расчетов по программе REXCO изменения нонфнгурппии реак-
тора вследствие гипотетической аварии разрушения акти i и; юны
Рис. |(»И Результаты
расчета параметров. ха-
рактеризующих ударное
шлдсйстине массы нат-
рия ил крышку бака
реактора, н распределе-
ния •нгрпш |34j|
/ »К4*ргм1 дгформятпг ба-
к*. 2 скшвя состава»*»
Ш4я MitMrriiifrcxoA мертва
ТСНДОМКХ нт- -t .г рддииь-
или ггктв *кмца« кижггт-
ч ргмм телЖЖОСТТг
ли; /	aoenpwW-
маем «и Мерли гй пробно* •
}	♦« жр^плгяма, I-
•пул ся*я« аиергмя тшо*
свтеля
Рис. 16.15. Результаты
расчетов радиального
прогиба стенки бака,
ироне ленных по програм
мам REXCO и ICECO, и
данные эксперименталь-
ных исследований на мо-
дели реактора S\R-300
[291:
I — исходил я конфигурация
бака; i — ргхультвты рас
чего» прогиба, прокаченных
по програмиг REXCO; 3 -
то же по программе 1СЕСО.
4— данные <ксп гр п мент алч-
ных нсслгдованнй
16.5. Охлаждение реактора после аварии
473
На рис. IG.lo прпиедспы результаты Экспериментальных исследований
модели реактора S\R-3()uJ2H|ji данные расчетов, проведенных по програм-
мам REXC.O и ICECO |35|. Как видно из рисунка, характер деформации
бака аналогичен том), который наблюдался при аварии реактора SL-1
(см. рис. 16.11).
На рис. 16.16 приведены расчетные значения деформации наиболее
характерных элементов конструкции реактора в сравнении с пределом проч-
ности. Большой ин герое представляет процесс распространения волны дав-
S.?U4oif$*h)
’>2^ah(d-fZ°/a)
jtos9h(fe-/5W
v((HW
Рис 1616. ОТВПСПТСЛЫ1ЫС чищения деформации в отдельных точках бака реактора
FT ГР, рассчитанные по метолу предельной оценки для гипотетической аварии разру-
шения активной зоны (в скобках указаны значения деформации, соответствующие
пределу прочности)
Ленин за пределами бака реактора по трубопроводам первого кон гура.
Для анализа этого явления разработаны специальные расчетные программы.
Расчеты показывают, что благодаря упругой деформации трубопроводов
происходит значительное уменьшение энергии распространяющейся волны.
16.5.	ОХЛАЖДЕНИЕ РЕАКТОРА ПОСЛЕ АВАРИИ
Если в процессе аварии произошло значительное ра крушение активной
зоны, необходимое ее охлаждение связано с большими трудностями. В дан-
ном параграфе рассматриваются некоторые стороны проблемы, которая до-
статочно полно освещена в работах I20, 36I. ,1ля успешного решения ia 1ачн
отвода тепла от активной зоны после ее разрушения необходимо в первую
очередь определить расположение источников тепла, а затем проапали hi-
ровать возможность организации теплоотвода < учетом конструкционных
Глава 16. Защитная оболочка
474
Рис. 16.17. Участки цан.
более вероятного распре,
деления осколков топли-
ва после аварии в реак-
торе петлевой конструк-
ции:
/ днище бяки; 2—* элемен-
ты ННТТрИрСПКТОрНЫХ КОНСТ-
РУКЦИЙ в нижней части ба.
кп; Л активная зона;
верхнн* элементы конструк
цнА; > тепловой жрлм;
6 прострммство пнутрп ба-
ке; 7 ккгть шахты ре-
актора
особенностей участков, расположенных как внутри бак 1ктора. так и
вне его. На рис. 16.17 показаны участки наиболее вер я размещения
тепловыделяющих масс топлива после аварии в активной
А. ИСТОЧНИКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ ПОСЛЕ АВАРИИ
Чтобы оценить возможность отвода тепла в реактор< пах дящемся в
послеаварийном состоянии, необходимо, во-первых, уег.п игь, где к в
каком количестве находятся осколки топлива
Возможное перемещение топлива
Поскольку топливная матрица содержит в себе основну к> часть проду ктов
деления с большим периодом полураспада, определяющих оста п шное тепло-
выделение, большое значение имеет распределение топлива внутри реактора
после аварии.
Как показано в гл. 15, развитие аварии реактора, вызванной неконтроли-
руемым повышением мощности, не приводит к значительному выбросу топ-
лива из активной зоны. В данном аварийном режиме возможно перемещение
топлива по высоте в отдельных тепловыделяющих сборках, при этом может
происходить частичное перекрытие свободного сечения сборок. Однако
большая часть топлива сохраняет первоначальное положение
Напротив, в случае аварии, связанной с ухудшением теплоотвода в ре*
акторе, может произойти значительное перемещение топлива Как сказано
в § 15.5, большое количество расплавленного топлива поднимается к верх-
ней границе активной зоны, и некоторая его часть может быть выброшен3
в натриевую полость над активной зоной, чтобы осесть на цементах конст-
рукции тепловых экранов или достичь патрхбков выходных трубопроводов
первого контура (см. рис. 16.17).
В нижнем части реактора благодаря наличию большого количества х°".
полного натрия, очевидно, будет затвердевать стекающий вниз расплавлеВ-
ный металл оболочек твэлов. Скопление значительного количества метал-13
будет в какой-то степени препятствовать проникновению топлива в ПР°^
странство, находящееся под активной зоной.В целях предотвращения Ра‘
16.5. Охлаждение реактора после аварии
рушения ненок мм под действием расплавленного топлива необходимо
предусматривагь специальные защитные устройства (для реактора «Суггер-
Феникс просктирхегся такое устройство, состоящее нз нескольких гори-
зонтальных поддонов, см. рис. 12.6). В противном случае, если произойдет
расплавление большою количества топлива, оно вместе с натрием через
дпшие бака может попасть в полость шахты реактора.
Возможней гь образования вторичной критической массы — одна из
основных проблем, свя шнпых с разрушенном активной зоны быстрого ре-
актора. Обеспечение эффективного расхолаживания реактора после аварии
возможно лишь при отсутствии критичности. В связи с этим необходимо
проапалн в. 11> конструкцию реактора в целях исключения возможного
образования вгорнчнон критической массы при скоплении твердого или
жидкого топлива на отдельных участках. Условия образования критических
масс подробно рассмотрены в 120, 361.
Конструкция нижней части реакторного бака должна исключать возмож-
ность обра ований критической массы в случае проникновения туда оскол-
ков топлива. В качестве примера устройства, предотвращающего образова-
ние вторичной критической массы внутри реактора, можно назвать систему
поддонов. пред) смотренную в проекте реактора «Суиср-Феиикс» (см.
рис. 12 6) (X кем каждого поддона рассчитан так. чтобы при заполнении его
топливом ш могла образоваться критическая масса. 11а рис. 16.20 показано
устроит ню, препятствующее образованию критической массы при выбросе
топлива и реактора Принцип действия этого устройства состоит в механи-
ческом раздг. сини больших количеств топлива на доли, каждая из которых
меньше критической.
Источники тепловыделения
Основным источником тепла в активной зоне, поврежденной в результа-
те аварии и находящейся в подкритпческом состоянии, является остаточное
энерговыделение продуктов деления (см. рис. 14.4). Тепловыделение за
счет р распада WU (период полураспада 23,5 мии) наиболее э(|х|)ектишю
проявляется в течение нескольких часов, а за счет fJ-расиада *Jf'Np (пе-
риод полураспада 2.35 сут) — до нескольких суток. Меньшая доля оста-
точной тепловой мощности выделяется в активной стали и натрия, а также
за счет распада актинидов высокого порядка, таких как *uCni. 1 etiловыде-
ление. обусловленное делением ядер гоилива, прекращается сразу после
остановки реактора» при этом наиболее длительным (около 80 с) является
тепловыделение за счет запаздывающих нейтронов.
Остаточное тепловыделение продуктов деления (в том числе благородных
газов) характеризуется кривой на рис. 14.4. Для расчета долей тепловыделе-
ния, соответствующих различным нуклидам, используются npoi раммы
ORIGEN [371. CINDER 13«| и RIBD 1391.
Продукты деления подразделяются на категории. В табл. 16.1 при-
ведены четыре группы продуктов деления с указанием, в какой форме со-
держится в оксидном топливе тот или иной элемент.
Продукты деления, входящие в категорию IV, иногда подравняются на
группы, если некоторые из них образуют окиси л оксидном топливе. Такое
Деление связано с тем, что окиси стремятся остаться в юпливе, а меггаллы
перейти к стали Предполагается, что благородные ьвы, 1ало1ены и неко-
торые летучие осколки деления покидают топливо в случае разгерметиза-
ции оболочки твэла*, при этом элементы, принадлежащие к категориям
476
Глава 16. Защитная оболочка
Таблица 16 I. Категории продуктов деления
Номер категории	Наименование категории	Семейство	ОсIIОВИЛ К фор мп 		Элементу
1	Благородные газы	Благородные газы	Элемен- тарная	Хе, Кг
11	Галогены	Галогены	То же	I. Вг
111	Летучие твердые осколки деления	Щелочные метал- лы Переходная группа	Металл » »	Cs, Rb , е АЛ’- Cd As, Se, In. Sn, Sb. Te
IV	Нелетучие твердые осколки деления (или с незначи- тельной лету- честью)	Переходная груп- па Благородные ме- таллы Щелочные земли Переходная груп- па Редкоземельные элементы (лан- таниды)	.Металл > Окись > >	Tc R1I. Rh, Pd Sr, Ba Mo, ’i . Zr, Nb La, Cc, Pr Nd. Pm, Sm, Eu, cid
II и III, остаются в натрии, поскольку галогены могут взаимодействовать
с натрием, а элементы категории HI растворяются в нем.
235r^anP,1C‘ 16,18 ,юказаны кривые выхода продуктов деления а*Ри
и. Различие между кривыми становится заметным пои 1
ответствует Sr) и при /4 — 1054-110, однако
Н
90 (что со
это различие невелико. Отно
Рнс 16 18. Кривые выходе
продуктов едения ШС м
**Ри
/ — деление •*!.’ под деЯсше»
тепловых неВтрош >»; 7 дел«в<
BlU под X ей станем быстрых
роков. J — деление **Рн гюд Д<**
стянем теплодых нейтронов.
Деление под действием быст-
рыт нейтронов
шейке остаточного теплояы лр-кшиа
рой работал реактор, примепно п! пРадУктоа деления к мощности, на кате-
ров. Однако благо;крч бо1ы'г%ОА наК0Во для быстрых и тепловых реакто-
остаточного тепловыдетемия « / 'де,1ь1юй мощности абсолютное значение
чем в тепловом.	активном зоне быстрого реактора больше.
16.5. Охлаждение
реактора после аварии
477
Б. ОТВОД ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ ВНУТРИ БАКА РЕАКТОРА
ПреимуiiLecIна натриевого теплоносителя проявляются не. только в нор-
мальных нм ил) <панионных режимах быстрого реактора, но н в аварийных
режимах охлаждения поврежденной пли разрушенной активной зоны.
Температура кипения натрия равна 880 С при атмосферном давлении, теп-
лоемкое гь его ipciaioHHo высока. Кроме того, как показано в § 16.3. рас-
плавленное керамическое топливо (а также расплавленная сталь конструк-
ционных элементов активной зоны) при взаимодействии с натрием размель-
чается, что создает нанлучшис условия для отвода остаточного тепловыде-
ления.
Благодаря указанным обстоятельствам существует возможность дли-
тельного аварийного расхолаживания поврежденной или полностью разру-
шенной активной зоны внутри реактора. В случае частичного повреждения
активной зоны ее конфигурация может существенно не измениться. Если
же пронюпдет полное разрушение активной юны, твердые осколки топлива
могут быть произвольно разбросаны внутри реакторного бака. В этом случае
необходимо обеспечить свободный доступ теплоносителя к участкам, на
которых р теш а юте я осколки. При недостаточно эффективном охлаждении
может ирон »>йтн полное испарение натрия и расплавление осколков топ-
лива.
Охлаждение активной зоны, сохранившей свою конфигурацию
Если нс мотря на повреждения отдельных ТВС, активная зона в целом
сохраняет свою конфигурацию, можно рассматривать четыре вероятных
режима теплоотвода:
I)	охлаждение периферийных рядов твэлов в ТВС, если центральная
часть сборки закупорена;
2)	охлаждение ТВС, в которых отсутствует натрий, за счет теплоотдачи
к соседним сборкам;
3)	охлаждение твердых осколков топлива в ТВС за счет протечки натрия;
4)	охлаждение расплавленного топлива в нижней части ТВС за счет теп-
лоотдачи к соседним сборкам.
Исследования показывают, что в режиме I при естественной циркуляции
натрия может быть отведена мощность, равная 10 ^5% номинальной.
Для осуществления режима 2 остаточное тепловыделение ТВС, в которой
отсутствует натрий, не должно превышать 3% поминального значения, а
циркуляция натрия в соседнихТВСдолжна поддерживаться за счет работы
ГЦН на пониженной скорости (для этого может использоваться вспомога-
тельный двигатель малой мощности). Охлаждение тепловыделяющих сборок
в режимах 3 и 4 за счет естественной циркуляции натрия возможно лишь
при малой остаточной мощности (0,5% номинального значения). Таким об-
разом, если конфигурация активной зоны нс изменилась значь1ельпо в
процессе аварии, отвод остаточного тепловыделения возможен даже при
использовании естественной циркуляции теплоносителя через реактор Од-
нако условия расхолаживания значительно усложняются, егли концешр.!
ни я топлива на каком-либо участке увеличиваете я.
Охлаждение твердых осколков, находящихся в различных точках
бака реактора
Поскольку массы расплавленного топлива и стали, вступая в контакт
с натрием, размельчаются, встает проблема отвода тепла от скопившихся
на отдетьньгх участках отложений осколков. Возможные места лих огло-
Глаза Гб. Защитная оболочке
478
женин «оказаны на ркс. 16.17. При органн.чп11н11 теплоотвода от ОСКолк
необходимо прежде всего знать толщину слоя и состав отложеинц па Даи
участке Если отложение произошло на горизонтальном \ шетке эле.ме((т'
конструкции, толщина слоя определяется исходя из массы отлоЖе11||!)
площади занимаемой поверхности, а также пористости о колков (обыч,(д
равной приблизительно 50°»).
Очевидно, отложения осколков на поверхностях нихтрполковых элемец.
тов будут находиться под уровнем натрия. Экспериментальные исследова11Вя
показывают, что основной тепловой поток при этом направлен вверх, ь.
натрию, покрывающему осколки. В тонком слое топлива тепло передается
за счет теплопроводности и конвекции. Если толщина слоя достаточно во
лика, температура натрия, находящегося в непосредственном контакте с
топливом, может достичь точки кипения; при этом пузырьки паров будут цц.
носиться нз зоны отложения топлива. При интенсивном кипении натрия цары
могут образовать сплошную оболочку вокруг топлива, к  1я будет пр(.
пятствовать отводу тепла. В этих условиях охлаж теине топлива определи
ется теплопроводностью среды как в верхнем, так и в нижш t направлении
Охлаждение расплавленного топлив
Если охлаждение твердых осколков топлива недоел,. • эффективно
образуется смесь расплавленного топлива и стали. При ,ч большое зна-
чение имеет, в каком направлении происходит теплопсре ю вертикали
(вверх или вниз) или ио горизонтали.
Внутри расплавленной массы топлива возникают токи t венной кон-
векции за счет разницы удельных весов нагретой и холотоб жидкостей.
Появление естественной циркуляции возможно, когда под шля сила, вы-
званная температурным градиентом, становится больше ил вязкости
Определенное влияние на развитие процесса массопереноса ока пявают силы
инерции жидкости. Взаимное влияние сил температурного напора, вязко-
сти и инерции учитывается критерием Грасгофа fGr) Поскольку режим
естественной конвекции характеризуется одновременным и вменением энер-
гии и количества движения, необходимо учитывать влияние критерия
Прандтля (Рг) на процесс теплоперепоса. В связи с этим при описании про-
цесса естественной конвекции обычно пользуются яром «ве дением чисел Grt
Рг, известным как число Рэлея (Ra).
жрикай ™“дпкост11 с утренними источниками тепловые ития, распою-
маковой трип£пРаНСТ"е межд-' двумя горизонтальными пластинами с одн-
маковой температурой, можно записать*:
R3(	.
и»; rzxss
~ ко*№"',“а,т’№
оценок доли тепло^го потокяЫи езультаты экспериментальных и расчетные
ных температурах) 1361 ре’”аг^а1еннои _в»(’3 (г,ри одинаковых границ
топлива в реакторе посзе ятп etTeCTBei,K0” конвекции при охлаждений
---------Р кюре после аварии характеризуется большими значений
ИШШ. Ra "^m7vaVBH случае оа^п*00™ связаяа с В1'УТР
i > “ случае расплавленного топлива ДГ
(16.14)
енним теллояШ^’
» QLbk.
16.5. Охлаждение реактора после аварии
479
Рн. 16.19. Расчетные и экспериментальные
данные по теплоотдаче в нижнем накрав-
летш для емкостен, заполненных тенловы-
деляютсй жидкостью, при одинаковых гра-
ничных температурах (36|:
у — данные Cvo А нт налы и Коттона; 2 —данные
Кулаки н Гольд hi T4*ft на; 3. 4 данные Джана и
реЛнске: 5 liiniri.ic Пекопера; сплошная лн«
НИЯ - зкспернмоптильные ллииыс; штрнхоиыс
результаты расчетов
[?<)/» дл1 коюрых в соответствии с рпс. 16.19 доля тепла, отводимого в ниж-
нем направлении, составляет от 10 до 30%.
Процесс распространения тепла в горизонтальном направлении иссле-
дован менее подробно. В настоящее время вопросам охлаждения расплав-
лениях oi. чжеиий топлива уделяется большое внимание при исследовании
безопасное.! тепловых и быстрых реакторов.
Зависши тн. характеризующие потоки тепла ио вертикали (в верхнем
и нпжш' направлениях) и по горизонтали, имеют вид:
Nu CRa*	(16.15)
При.1 р' практического использования этих зависимостей приведены
в § 18.5.
В. аварийная разгерметизация бака реактора
Если в ре »ультатс контакта с топливом происходит проплавление стенки
бака реактора, натрий и осколки топлива могут попасть в полость шахты
реактора В связи с этим необходимо рассмотреть два основных вопроса:
во-первых, возможность ограничения последствий разгерметизации бака
реактора (например, за счет специальных устройств, предотвращающих
растекание расплавленного топлива) и, во-вторых, взаимодействие натрия
и топлива с конструкционными материалами шахты реактора.
Устройства для удержания топлива и натрия, устанавливаемые
за пределами бака реактора
В целях ограничения опасных последствий, связанных с выбросом топ-
лива и натрия через неплотности, образовавшиеся в стенках бака реактора,
внутренняя поверхность шахты облицовывается стальными листами, и.
кроме того, внутри шахты устанавливаются удерживающие устройства
различных конструкций.
Прежде всего необходимо исключить возможность контакта вылившегося
натрия с бетонными стенами шахты, так как при этом возможно выделение
влаги, которая бурно взаимодействует с натрием. Однако стильная обли-
цивка не может противостоять высоким температурам в случае попадания
на нес осколков топлива. В связи с этим необходимо предусматривать еле*
ииальные системы, предназначенные для удержания топлива в течение
Длительного времени. Обычно такие системы выполняются в виде поддонов,
заполненных термостойким материалом, служащим поглотителем тепла
Охлаждение нохюпов осуществляется автономной системой теплоотвода,
не связанной с основными контурами реактора. На рис 16.20 пока вана
система удержания осколков активной зоны, проектируемая для реактора
Глава 16. Защитная оболочка
480
S\R-300 Над поддоном с термостойким наполнителем расположено устрой-
етво, предназначенное для равномерного распределения осколков топлива
по поверхности поддона, что исключает возможность образования вторичной
критической массы и обеспечивает оптимальные условия для охлаждения,
которое осуществляется теплоносителем Nal\.
Системы, предназначенные для удержания выброшенных из реактора
ОСКОЛКОВ топлива, делятся на три категории в соответствии с элективно-
стыо их охлаждения. Существуют пассивные удерживающие устройства,
Рис. 16.20. Наружная система удержания осколков активной зоны ре- лора S4R-300
в случае ее разрушения.
1т^ат^^К5-имИо6^^,«аХТ’ рмктоРп: «-Пснтр «ктятюй лежи	orwrr»») 1
д2лак пЛктгн>1- «? А™-? .*«ьасмого помещения: * регулирующие стержни »ход матра»:
ИЫ- 11 —₽снстеча* onaxvi?^0!1!^ KOX.VX; 10 — устройство дли удерж >н к й ы ко» яхгйвно! *>
КОЛСТРУК1П1ЯН ^;;п^	(Мйлоиоситгль S3	Г тгрмоспЛт
к иструкцпя. 13-Наполнитель (обедненная) двуокись уран» или графи:) н прслс-ямтыьжи
JCIpoftCTBO
ра тающие без охлаждения. Они представляют собой поддоны, заполнен-
k'^n/,MaTePHa‘10M С большой теплоемкостью и низкой теплопроводностью.
КЦ11Я УстРоиства должна обеспечивать постепенное и равномерное
Tpieii ппии поддона 'УДолка-ми топлива. В качестве материалов наполни-
Наибов ™'0ТСЯ Jh°2’ обеднеш,ая UO8, окись магния MgO и графит,
ной тептор'мк-г ИЯНВ011 является MgO благодаря большим значениям удель-
МрО с оскоткяхп. '* уеп,10Т|’1 правления. Кроме того, в процессе смешивания
В гдепжнвяи'|пну'ЛИМ “*е пРОИсход,1т выделения газов или аэрозолей,
используется nviau, стР<-Шствах, принадлежащих к другой разновидности,
ной конвекции	наРужИой поверхности поддона за счет естествен-
ность системы и у.меш шял	что повышает эффектнв-
того, существуют удеожияЯТ1лНаГ₽еВ бетонных ««и шахты реактора. Кроме
торых используется ипн ющие <исп1£мы с активным охлаждением, в к0'
В таб?"7б 2У„;е^	Цнркуляц1(я теплоносителя.
удержания осколков активной Тоны"?И3Т,,КИ с,,стем- предназначенных ДД»
зоны в различных реакторах БН.
16.5. Охлаждение реактора после аварии
481
I а б лица 16.2. Системы удержания осколков активной зоны,
применяемые в реакторах БН
Реакторы
XupaKtcpiieiHKii систем удержания
США
ЫЗК I
EBR-2
«Энрико Ферми-1>
SEFOR
FFTF
CRBRP	]
Вг.ТМКпбрНТФНИЯ
DFR
PFR
CDFR (проект)
Франция
«Рапсодия»
«Феникс»
«Супер Феникс»
ФРГ. Нидерланды,
Бельгия
SNR-300
16
Зак. 1202
Системы отсутствуют
('ист С \11 >1 отс у тст в у ю т
Внутри бака: циркониевый подлой
Вне бака: поддон с графитовым наполните-
лем, расположенный под реактором
Вне бака: емкость для улавливания натрия,
рас положенная на 14 м ниже реак-
тора; конусы для рассеяния топли-
ва, расположенные под баком ре-
актора и в сливном натриевом бакс
Внутри бака: естественное охлаж icinie оскол-
ков топлива па элементах креп-
ления активной зоны и над теп-
ловом зашитой (специальные
устройства нс предусмагрива•
ю гея)
Вне бака: облицовка стен шахты стальными
листа ми
Внутри бака: естественное охлаждение не
большою количества осколков
на внутренних .элементах конст-
рукции (специальные устройст-
ва не предусматриваются)
Вне бака: теплоизоляционное покрытие
стальная облицовка стен шахты,
контроль сдувок; система сбросной
вентиляции и охлаждения газа за
пределами защитной оболочки
Конический рассеиватель топлива к трубы
для слипа расплавленной массы в подлой
Один ряд поддонов внутри бака, вмещающий
топливо семи разрушенных ТВС
Гри ряда поддонов внутри бака, рассчитан
лыс на полное количество топлива активной
зоны
Системы отсутствуют
Наружное охлаждение внешнего бака
Поддоны внутри бака; наружное охлаждение
страховочного кожуха
Внутри бака* поддоны в напорном коллекторе
Вне бака: поддон с термостойким наводните
лем, охлаждаемый еплаиом Na К
482
Глава 16. Защитная оболочка
Взаимодействие натрия и топлива с бетоном
Изменение температурного режима бетона. Несмотря на то. что стен
шахты реактора облицованы стальными листами, которые предотвращав
непосредственный контакт натрия с бетоном, возможен значительный н Т
грев бетона горячим натрием, попавшим на стальные листы. Иногда мел/
стальными листами и бетоном устанавливают прослойку из Огнеупор{ц
материала.	,Го
Как видно из рис. 16.21, при нагревании бетона может выделяться бол
шое количество влаги [40]. Свободная (или капиллярная) влага начина*
выделяться при сравнительно низких температурах. При температуре ок<
450 С выделяется химически связанная вода.
Рис 16.21. Выделение влаги нз
бетона в зависимости от тем-
пературы:
/ - бетон мирми М 221 С с маше.
Титовым зинолинтглсм; 1 бетон
марки С-IX с бм»лк вым iiftav
ннтелсм. то • • с мюжемдмым
покритнем; 4 — бгт* • марки LG-J
с И1ВССТМИМОМ к	джцолмм-
теля. 1ГСЛЫТВКМЫЛ till AtMfftK'W
По данным некоторых исследований. при более высоких температурах
возможно увеличение выделения влаги за счет обезвоживания заполнителя
бетона. Таким образом, следует учитывать возможность значит льного выде-
ления влаги бетоном прн повышенной температуре и предус гривать спе-
циальные меры (например, каналы внутри бетона) для сброса давления.
Если в качестве заполнителя бетона используется известняк, возможно
выделение значительного количества СО2 вследствие диссоциации СаСО, прн
высоких температурах:
СаСО3 + тепло->СаО + СО,
этоЕвозможность°тг/п ’ связавиая с отсутствием покрытия на бетоне. -
ния или выкоашчв?нп’иЬ1та,'ИЯ большнх КУСКОВ бетона за счет растрескива-
соприкосновении пчеп ;JaKOe отка,1Ывание возможно при непосредственном
₽асплам“
го натрия с бетоном Хисхолят Г Пр” ПрЯМ0М взаимодействии горяче-
вылелевтем водорода. Большая частЛтог'о ptaKU""' “"Р^вожолюш»»
экзотермической реакции „атр„„
водорода выделяется за счет
н:;
Гн='
Na + НзО -> NaOH
£“>Лае"ХЕл	Nl1’
«Жоиить отвод этого водород?!,ч соетавляет около 5 кг (мМ-
*чи его рекомбинацию за счет
16.5. Охлаждение реактора после аварии
4S3
подачи кислорода, реакция натрия с водой приведет к опасному росту давле-
ния внутри защитной оболочки.
Наблюдения показали, что вначале происходит нагрев бетона и выде-
ление влаги, а затем натрий реагирует с водой! и заполнителем,при этом вы-
свобождается водород и тепловая энергия. За счет выделяющегося тепла
происходит нагрев натрия и бетона, что приводит к дальнейшей иитенсифи*
капни взаимодействия.
В то же время интенсивность реакции может постепенно снижаться за
счет образования тяжелых и вязких продуктов взаимодействия, которые
скапливаются па горизонтальных уча-
стках конструкций и препятствуют
контакту натрия с бетоном. Подобный
эффект наблюдается и на вертикаль-
ных поверхностях бетона, однако, по-
скольку продукты реакции здесь удер-
живаются хуже, ош! оказывают гораздо
меныни сопротивление взаимодействию.
1 ели во время контакта с натрием в бе-
тонных конструкциях появляются тре-
щины, открывающие доступ натрия к
не инш1щгнным поверхностям, ослаб-
ляюнкч действие продуктов реакции иа
ход взаимодействия становится ни-
чтожно малым. Количественным оцен-
Ррймя с момента утачки натрияf я
Ряс. 16.22. Скорость проникновения
жидкого натрия в бетон (41]:
/ магнетит; 2 — илиттяик; сплошпля
линия — но горизонтали; intintxonaH ли
пни по порт икали
кам э<||фекта взаимодействия натрия с
бетоном посвящены многочисленные ис-
следования. проводимые в лаборато-
риях в Сэндиа и в Хэнфорде.
Для расчета глубины проникновения натрия через горизонтальную по-
верхность бетона получены следующие зависимости 141]:
бетон на основе магнетита d — 17,5 11—exp (—0,2Z)l:
бетон на основе известняка d = 10,4(1 —exp (—0,401. где d — глу-
бина проникновения натрия, мм; I — время, ч.
На рис. 16.22 сравниваются результаты расчетов ио приведенным форму-
лам и данные экспериментальных исследовании для горизонтальных и вер-
тикальных поверхностен. Прн расчете аварийных режимов, сопровождаю-
щихся попаданием натрия на горизонтальные бетонные плиты, обычно при-
нимают, что в течение 4 ч скорость проникновения натрия в бетон равна
13 мм/ч.
Взаимодействие натрия и бетона сопровождается и другими экзотерми-
ческими реакциями (см. рнс. 16.27), если не считать горения натрия в кисло-
роде, которому посвящен § 16.6.
Взаимодействие осколков ТВС с бетоном. При анализе возможных ава-
рийных режимов, приводящих к разгерметизации бака реактора, необхо-
димо учитывать вероятность контакта с бетонными стенами шахты расплав-
ленной стали и расплавленного топлива. Благодаря выделению и j нагретого
бетона влаги н двуокиси углерода происходит окисление сталн.поступающен
вместе с топливом из активной зоны. Продуктами реакции окисления явля-
ются Н-. и СО (в дополнение к водороду, выделяющемуся при взаимодейст-
вии натрия с бетоном).
Несмотря на значительный объем расчетных исследований (с использо-
ванием программ GROWS 1421 и USINT 1431), проблема количественной
оценки интенсивности проникновения в бетон расплавленных осколков ТВС
16*
Глава t6. Защитная оболочка
48-J
окончательно не решена. В процессе взаимодействия с топливом происходит
ра°"Х“н1° Кка. что уедает P««. Поскольку составляющие
нмеют меньшую плотность ни еранаешно с комвоневгам,, активной м.
вы. в очаге взаимодействия Происходит сложное перемени иве г.нв расплав,
ленной массы. Кроме того.выделяемый бетоном газ уносит часть тепла „
может захватывать тепловыделяющий материал.
16.6.	НАТРИЕВЫЕ ПОЖАРЫ
В случае нарушения герметичности оболочки первого к; гура возможно
загорание натрия. Различают горение струй натрия и opt " ^важного
натрия. Горение неподвижного натрия происходит при ckoi ими в боксах
вылившегося из контура натрия. Горение натриевых ci рун ’ жет быть при
течи натрия через неплотности в стенках оборудования и труп проводов, а
также при выбросе натрия из бака реактора в процессе гипс г тической ава-
рии разрушения активной зоны. Для уменьшения вероятна и натриевых
пожаров необходимы соответствующие защитные меры Ра * этка таких
мер требует исследований возможных причин загорания и. ip» к условий,
в которых развивается натриевый пожар. В первую очере1 . ис ледовалясь
возможная скорость горения натрия, рост давления газов в процессе горе-
ния, а также физические свойства выделяющихся аэрозолей.
В процессе горения натрия происходят две основные химические реак-
ции с выделением тепла:
4Na тО2-> 2\а2О (окись натрия):
2Na + О2-> i\a2O2 (перекись натрия), из которых пера является до-
минирующей. При горении не наблюдается интенсивного пл.тип. однако
выделяется большое количество густого белого дыма окиси натрия
Наиболее эффективной мерой по предотвращению натриевых пожаров
является заполнение боксов, в которых размещается обору ювание натрие-
вых контуров, инертным газом. Содержание кислорода в атмосфере боксов
не должно превышать 2%.
А. ГОРЕНИЕ НЕПОДВИЖНОГО НАТРИЯ
(Bc?vXlnpn₽u₽PaHI,e НаТР"Я пР°1,СХад,1Т "Р» температуре не ниже 250'С
оомЯм п “Я На?рИЯ В03МОЖ!!о загорание при' 200 С). 11оскольку
но оценивать hhJp? исхолит На свободной поверхности объема, целесообраз-
ность сгорания натп^я °СТЬ горения на умнице поверхности. Средняя ско-
рость сгорания натрия составляет 25 кг (м2 • ч).
око!ю поверхностиП и”\еДеН° распределепне температур в натрии и в газе
лена зависимлет! \На Кото₽ои происходит горение. На рис. 16 24 представ-
ив бокса. В нача теТр^иес'-я 1еЮ1я прн Г0Рвнни натрия в заданном объе-
увеличением температуры	"ро|1сходит рост давления, вызванный
рода в атмосфере бокса т™аК° П° Мере Уме,1Ьшен«я содержания кисло-
те рост давления при ДчЛЯМи е Падает Чем больше объем бокса, тем мекь-
программой. используемойДд1я°и ко/шчестве натрия. Основной расчетной
кого натрия, является SOFIRE ; ^Дован,1я процессов горения неподвиж-
16.6. Натриевые пожары
485
Расстояние от уровня
натрияf м
Рис. 16 23. Температуры натрии
и газа около поверхности горении
fit]:
/ глтриП; 3 - гид
Рис. 16.24. Зависимость изменения давления газа
внутри бокса, н котором происходит горение не-
подшгжник массы натрии, от объема бокса (соот-
ношение объемов боксов для верхней и нижней
кривых равно 1:2) [45]
Б. ГОРЕНИЕ НАТРИЕВЫХ СТРУЙ
Температура воспламенения натрия при его истечении или разбрызги-
вании значите паю меньше, чем в условиях стационарного объема. Если раз-
брызни анис натрия происходит в виде крупных капель, температура вос-
пламенения равна приблизительно 120 <2. Однако чем меньше размеры
капель. тем ниже температура воспламенения.
Максимальное давление в боксе в значительной степени зависит от теп-
лоотвода через стены. В соответствии с расчетными оценками давление газа
может достигать 1 Mila. Однако, как показывают результаты эксперимен-
тальных исследований. реальные давления значительно ниже предельных,
полученных расчетным путем. 11а рис. 16.25 представлены результаты рас-
четных и экспериментальных исследований горения струн натрия в воздуш-
ной атмосфере при различных количественных соотношениях натрия и кисло-
рода (если принять постоянным соотношение масс Na и О2, развиваемое в
процессе горения давление не зависит от габаритов бокса). Если доля кисло-
рода относительно велика, в результате горения образуется перекись на-
трия, при уменьшении содержания кислорода продуктом реакции является
окись натрия. Рост давления, наблюдаемый при малых соотношениях
Ряс. 16.25. Изменение давления в боксе
при горении струи натрия в воздушной ат-
мосфере при различных значениях моляр-
ного отношения Na/Оз (46);
О — результаты экспериментов с интенсивным
впрыском нмтрвя. проведенных Хамфри [481; к —
результаты экспериментов со сбросом давления,
вромеденных Кролихонски |Г>|; кривая ня графи
не соответствует предельным значениям лепле-
ния. полученным Лейбовицем (17|: исходное со*
стояние системы: давление воздухв 0.1 МП в.
температура воздуха 24 °C; температура натрии
400 430 С
ММЯрнОО отношение,
г атом Na моль 0^
486
Глава 16. Защитная оболочка
ГОМ
Na О2. приостанавливается вследствие тепловых потерь, поскольку Со
жание кислорода в атмосфере бокса становится недостаточным для Поллок. ’
пня горения.	_	*
Данные, приведенные на рис, 16.25, получены при исследовании
брызгиванля натрия, происходящего по двум различным причинам. Во
случае выброс натрия из контура происходит вследствие взрыва, а сДН°5г
-из-за аварийной разгерметизации контура. Поскольку в пеп^’
случае происходит большее размельчение капель жидкого натр?? 3051
тенснвность горения и рост давления значительно больше, чем во п НН*
случае.	Т(>Р°М
Расчеты режимов горения натрия, расныленногов воздухе jinonma-r
программам SPRAY 1501 и SOMiX [511.	’ ГСЯЛо
16.7.	КОНСТРУКЦИИ ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК И ЛОКАЛИЗУЮЩИХ
СИСТЕМ. АНАЛИЗ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ
А. ВИДЫ ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК
Одним из главных вопросов на стадии проектирования чстрого реак-
тора является выбор типа защитной оболочки. В табл. 16 перечислены
различные виды устройств, служащих для предотвращен не вч роса наружу
Таблица 16.3. Виды защитных систем, применяемых hi о api мемных
реакторах БН (521
Виды защитных систем
Описание систем
Одинарная защитная
оболочка
Двойная защитная обо-
лочка
Защитная оболочка н
локализующая система
Многослойная защитная
оболочка с внутренней
системой вентиляции
Пэ проект)- реакторное
Отсутствует защитный колпак нал
крышкой реактора. Наружная обо
дочка допускает небольшое количе-
ство протечек газа
Герметичный защитный колпак высо
1 кого давления, заполненный ннерт
ным газом; наружная оболочка, до
пускающая небольшие протечки (зда-
ние реактора рассчитано на впутрсн
нес давление 0.17 МПа)
Защитный колпак, допускающий ма
лые протечки; наружная оболочка,
пространство под которой вентилиру-
ется со сбросом газа в атмосферу че-
рез систему очистки
Герметичный защитный колпак высо
кого давления; одна нли несколько
дополнительных оболочек (стены ре-
акторного корпуса рассчитываются на
внутреннее се давление 0.17 МПа)
Система вентиляции поддерживает
разрежение под наружной оболочкой
за счет прокачивания воздуха под
внутреннюю защитную оболочку Пе
риодическая продувка со сбросом
газа в атмосферу осуществляется че-
рез систему очистки
Fl IF. EBR 2. JOYO
«Энрико Фсрмнэ.
SEEOR
РП?, CRBRP*.
«( )пср-Фсннхс>.
ЬН-З.Ю. БН-бОО
SNR 300
та-и	о6«цо*ыв.мсж «аружв бехойХЫ*"*£
-•С1ЯЩЯХ предметов. предусм<щ>ена 1юзиожк£-Л•и‘иты * б.рмер. жж случай попаданий
«ему очистки в пространство между стен*™	Д’ РевжтоР«ог° ’даИДи^»£*в0'
лагземых аварийных ситуациях Связанных г 3 !2 " и в*1он"‘* оболочкой в некоторых
ной эксплуатяцин в мзоре поХдерж^к. Шснием “™»мой жжы В режим*
ыы фильтры.	и р а с ся разрежение, к ма асех сбросных линия* уст*11

16.7. Конструкции защитных оболочек и локализирующих систем	487
Рн 16.26 Различные нилы за-
щитных систем, применяемых
на реакторах БН:
о с‘лин«ри*м миипншя оЛоЛочхя;
б	лааПн*м 1п1цнТ1|ЛМ оболочка,
а	1ащнч1«й оболочка ii лежллн-
«ующая сжтгмА; / — помещение
под шщнтпоЛ оболочкпП; 1	1||Ю*
стрепет по над крышкой реактор»;
J тгрмостпЛкгм* покрытие; 4 —
ТГ11Л0М» 1МОЛ1ЦИЯ; 5 - стальная
оболочка. * —сферический колпак:
7 утечки, Я бетонный пол; 9 •
крышка Ллка реактора; 10  бах ре
актора; //-шлхта реактора; /2 —
стальной колпак нерпичнпП тащит-
ной оболочки, И инертный гат;
14 - протечка иод оболочку. /5—
систем* очистки ко.|духа; fti — вен-
тили цй о ни як труба
радиоактивных веществ при наиболее опасных авариях реактора 1521. Три
вида защитных устройств схематично изображены на рис. 16.26.
Выбор той или иной системы определяется путем сравнительной оценки
их достоинств и недостатков. Очевидно, наиболее важным критерием оцен-
ки эффективности систем является способность предотвращения радиоак-
тивного воздействия па окружающую среду с учетом стоимостных характе-
ристик. Ниже рассматриваются некоторые явления, определяющие возмож-
ность выброса радиоактивных веществ за пределы защитной оболочки
Б. АНАЛИЗ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ ВНУТРИ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ
Из материала, рассмотренного в предыдущих параграфах, можно видеть,
что последствия аварийной разгерметизации первого контура реактора ЬН
определяются множеством факторов. Ниже описываются методы анализа
процессов, связанных с выбросом радиоактивного вещества в помещения
реакторной установки, а также обсуждаются результаты конкретного рас-
чета, приведенного в качестве примера.
Глава 16. Защитная оболочка
процесс утечки нгтрия в боксе
488____________________________
Параметры, «’Р»»Т«₽7”Х контура
п,„ея VTe4Kll натрия из первого контура быстрого
Первые Расчеты процесса	активН0Й 30|ГЫ> проводились по про-
реактора, вызванной расгы.в;| ' ' _ острнрует сложное взаимное вл(1Я-
Грамж-САСЕСО 1531. Рисунок	'^1ОТ„ программы. В раечп,
„'„е различных проннсеов, |6.5 „ |„ 6. а также экм.
учитываются химические реакции, У пи. ?
термическая реакция рекомбинации водор Л
2Н., + О4-> 2Н»О.
/. 1А 97 чначення температуры н давления в сообщаю-
Как показано на р«с. 16.2/.	peanUpi! боксах топ. запад,,,
“оквдоТ™ ""и з'.»!', защипой оболочкой) зависят от хода х.,м.,ноского
A</wvec<yg реакции:
11
12
18
Qc-
13
Qr -*
5
10
Рис. 16.27. Расчетная схема аварийного процесса утечки радиоактивных веществ Л
реактора, принятая в программе СгУСЕСО 1531
£“”{т о„протеЧек между ячейками и в окружающую атмосферу. 9 пути мно оирлтммх «Р01
а*™	ячсЛки (.4. Б, 8. Г); 4 -выход остаточного теплоьыдглеммл O^AYKW
иия в атмосферу; 5 — утечка натрия; 6 — атмосфера, содержащее СО Н». HfO Sa S: О: J.
лХтп»СачЦИЯ паров; 8 ~ иепзреиие кипящего натрия; 9 отвод остаточного тголовыдел«о*
спни8	А.,!ЛКОС1ГИ:	подача воздуха; // охладить. /У- вода. М "JTp"££
пода^^k3N6eTn^P nL/^JrAB^a?M0;ieftCTBHC Н4Трия < Сетоном /ъ выделенке влаги и джуожи^
“	-"йгт-йт?";!'
ратурного поля. Qc - конвективный теплообмен; Q, теплообмен излучением
гггттн
7J
an- ’0|--*2ка,о*с
-Na:o
2Na* rO *На20*н2
m И» -2КаН
«а о *2НзОК
2Н,-0; *2Н20


взаимодействия веществ, процессов тепло- и массопереноса межд> no«euie-
^ми- В результате расчета определяются скорости протечек натрия нз
S п <ГО П0МеЩе"ИЯ В другое* изменение во времени давления, температуры и
даншЩрвогпч^м 1ВЗ В границах внешней защитной оболочки. На
(табооатопия гЫ созданы Другие, более совершенные, такие как COh^Al
(лаборатория вСэндиа) и CONACS(лаборатория в Ханфорде).
16.7. Конструкции защитных оболочек
и локализующих систем
489
Источники радиоактивных веществ под защитной оболочкой
Чтобы оцепить возможный выброс радиоактивных веществ в окружаю-
щую среду и опасность облучения населения, необходимо определить коп-
цептрашпо радиоактивных веществ под защитной оболочкой. К этим вещест-
вам относятся прежде всего продукты деления топлива, нлутоинн и окись
натрия.
Определение количества вещества активной зоны, проникающего в слу-
чае аварии in первого контура в пространство, ограниченное защитной
оболочкой, является довольно трудной задачей. 13 настоящее время разра-
ботаны падежные методы расчета количества продуктов деления и актини-
дов. образовавшихся в активной зоне (программы ORIGEN |37|, CINDER
1381 и RIBD |3!)|, а также методика, описанная в гл. 7).
Для ра чета аварийного выхода радиоактивных веществ из реактора
используется математическая программа C.OMRADEX 1541. Программа
пред Олаi дет наличие в пределах защитной оболочки четырех объемов, черен
которы последовательно перемещаются радиоактивные вещества расплав-
ленной активной зоны. В качестве первого объема рассматривается бак
реактора или шахта реактора. Этот объем сообщается с боксами, в которых
расно । н 1гтся оборудование контуров, или с пространством, ограниченным
внешней оболочкой. Для каждого нуклида, присутствующего в данный мо-
мент вр меня в отдельном рассматриваемом объеме, составляется следую-
щее дщ,4®Р^,!чщлы1ос уравнение:
О* I) А/I» !П ;<'• I) Л/‘	I)«-D лл* I* —
---- Aj.	f.lt /V(< 1)	.VliJ-lil —
(11
(16.16)
где Г индекс нуклида U относится к данному нуклиду, (/ — 1) — к пре-
дыдущему члену цепочки распада); k — индекс объема |/г относится к дан-
ному объему. (Л — I) — к предыдущему объему); N* — число атомов данно-
го нуклида в данном объеме; X/. — постоянная утечки из данного объема,
рассчитываемая по программе С AC ECO; X/?— постоянная радиоактивного
распада нуклида; К — постоянная выпадения радиоактивных осадков**
или их удаления из данного объема, рассчитываемая но математической
программе типа НАА-З (см. ниже); А! — число атомов, выведенных из дан-
ного объема (за счет выпадения вещества в осадок пли улавливания фильт-
ром па выходе из предыдущего объема) вместе с захваченными ранее пред-
шественниками.
Количество актинидов, полученных в результате реакции деления топ
лева. и радиоактивного натрия можно легко рассчитать для момента вре-
мени. соответствующего началу предполагаемого аварийного процесса.
Для точного расчета но программе COMRADEX начальной концентрации
активных атомов N необходим количественный анализ процессов выхода
радиоактивных веществ из топлива и натрия п переноса внутри реакторного
здания. Обычно предполагается, что выделение благородных газон (Кг и Хе)
происходит как из топлива, так и из натрия. Выход других продуктов деления
и аэрозолей топлива довольно трудно оценить расчетным путем. Существует
* Этот член учитывает наличие благородных газов
Это не относится к благородным газам. Благодаря большому количеству на-
трия свободные галогены отсутствуют; поэтому галиды натрия (\а1. NaBr) рассма-
триваются обычно как твердые частицы, улаилкваемыс фильтрами или вынад.нощи.-
в осадок.

Глава Гб. Защитная оболочка
при разрушении активной зоны воз ю &	‘ ,ство над реактором ч₽2
ммм!*ц£ бой. Овразомвшкеся в результате аварийны,
’^""'образом может произойти выброс галогенов (В ОСВОВВОМ, иода) „
некоторых Хчмх продуктов деления, а мелкие частицы топлива и тверда
продуктов деления могут двигаться в потоке газа в виде аэрозолей. Если
взрыва активной зоны не происходит, а расплавленное топливо оседает под
действием сил тяжести, возможен захват потоком натрия части топлива н
продуктов деления в расплавленном или затвердевшем состоянии. Количест-
во радиоактивных веществ, выделяющихся из натрия в помещениях реак-
торного здания, рассчитывается по программе САСЕСО, жш? ьзуемой сов-
местно с программой COMRADEX 155!.
В процессе аварийного разрушения активной зоны возможно частичное
испарение топлива. Конденсация паров топлива и продуктов деления при-
ведет к образованию мелких аэрозольных частиц в двухф^ ш i объеме, ко-
торые, однако, быстро группируются в более крупные. Разме шине расплав-
ленного топлива может происходить в результате различи *х гидродинами-
ческих эффектов, например, при выбросе двухфазного поток < рез неплот-
ности в крышке реактора. Возможно, что расширение »с той массы
топлива прекратится до того, как ее поверхность достигнет шя натрия в
баке реактора и радиоактивные вещества попадут в гззовхю 1ость. Экс-
периментальные исследования этого процесса проводятся в Ок Риджской
национальной лаборатории.1561.
Поскольку детерминистические методы расчета, позво опин* оценить
выброс твердых частиц из реактора и их перепое внутри реакторного дания,
находятся лишь в стадии разработки, количество твердого р < (активного
вещества, попавшего под защитную оболочку, задается произвольно (обыч-
но I %количества, содержащегося в первоначальный момент в активной зоне).
Агломерация частиц и отложения внутри защитном оболочки
Взвешенные твердые частицы окиси натрия или UO, PuOt агло-
мерируют, образуя более крупные, которые частично высаживаются
на внутренних поверхностях помещении. Этот процесс достаточно иссле-
дован на экспериментальных стендах.
Расчетный анализ поведения радиоактивных аэрозолей при гипотетичес-
кой аварии разрушения активной зоны проводился с помощью программы
НАА [о/1 и разработанной на ее основе HAARM-2 (58). Аналогичные рас-
И%НЬдррРЖГ/р разРаботаны в других странах: PARDISEKO (ФРГ)
стооенкг н?пДп(Ве;’икобР|,таН1,я)11 АВС (Япония). Все эти программы по-
метам Раеги^?п^°ЖеНИИ лог'н°рмального распределения частиц по раз-
движением и гпшш™!? процессы агломерация, вызванной броуновским
на стенках боксов ционными силами, отложений радиоактивных веществ
используются для nacXneJe4KH междУ помещениями. Программы широко
контуров и пол зашитмг содержания аэрозолей в шахте реактора, боксах
плану ров и под защитной оболочкой [60, 61)	г г
Оценка дозы излучения
лами защити^0 о^лочХЫбыстппелИЯ’ деиствУЮ1иего на человека за преде-
логичной применяемым для те^тпв1?еаКТОра' пРов°ДИтся по методике, ана-
Р1 еняемым для тепловых реакторов, с той разницей, что при
16.7. Конструкции защитных оболоч
ек и локализующих систем
49t
рассмотрении реакторов па быстрых нейтронах необходимо более тщательно
«учитывать излучение плутония. Доза излучения за пределами защитной
оболочки тепловых и оыстрых реакторов складывается из трех основных
составляющих: „непосредственного у-излучеиия источников, находящихся
внутри защитной оболочки, внешнего у-нзлучения от облака активного га-
за, проникшего наружу через оболочку, излучения нуклидов, попавших
через орыны (ыхания внутрь организма. Кроме того, следует учитывать
возможность радиоактивною заражения пищевой к водной цепочек, проис-
ходящего сравнительно медленно.
Для оценки Возможного распределения радиоактивных веществ, по-
павших в агмос‘|к‘ру вследст вие утечки через защитную оболочку реактора,
нсполь-уклея метеорологические данные. Программа COMRADEX позво-
ляет рассчитывать изменение эффективности трех упомянутых выше состав-
ляющих и отучения па разном расстоянии от реакторного здания в зоне
преимущественного направления ветров.
Существуют также методы оценки длительного воздействия излучения
на наст И'- в районе, расположенном с подветренной стороны от .АЭС.
Для ip> t их расчетов используется программа CRAC 1621, а также CRACOME
[631, построенная на основе COMRADEX н CRAC.
I Пример расчета переноса радиоактивных веществ внутри
помещении реакторного здания
Пр  к-дим развитие процесса аварийной разгерметизации стенки корпу-
са ректора на конкретном расчетном примере для варианта АЭС с одинар-
ной защитной оболочкой (см. рис. 16.26, а): шахта реактора, заполненная
инертным газом, в режиме нормальной эксплуатации не сообщается с про-
странством под защитной оболочкой 1521. Помещений, заключенное в за-
щитную оболочку и имеющее объем 6.4 • 10* м\ заполнено воздухом, причем
допускается протечка воздуха в окружающую атмос(|х’ру 0,1 % в сутки при
абсолютном давлейип иод оболочкой 0,17 МПа. Рассматривается аварийное
проплавление корпуса реактора при попаданНп па него кусков топлива (при
сохранении в целом конфигурации активной зоны), приводящее к вылнву
10е Ki натрия первого контура в шахту реактора.
На рпс 16.28— 16.33 показано изменение основных параметров, харак-
теризующих процесс. На ряс. 16.28 представлены кривые тепловыделения
продуктов деления, попавших в шахту реактора с осколками топлива (см.
§ 16.5). Рост температуры приводит к увеличению давления натриевых паров,
что может вызвать разгерметизацию узлов уплотнения шахты и выброс на-
трия в помещение над реактором, где произойдет контакт теплоносителя с
кислородом. Предполагается, что влага, выделяющаяся при нагреве бе-
тонных стен шахты, испаряется, и пары отводятся в специальную емкость,
где происходит их конденсация; при этом целостность стальной облицовки
шахты не нарушается.
В течение первых 8 ч давление в помещении над реактором растет бла-
годаря проникновению под защитную оболочку паров натрия nt шахты ре-
актора и азота из боксов контуров, температура и давление в которых новы
шается. Затем начинается кипение натрия в шахте реактора, что способ
ствует дальнейшему росту давления. Испарение всего количества натрия
происходит в течение приблизительно 100 ч.
Как видно из рис. 16.29, проникновение натрия в полость над реактором
становится наиболее интенсивным примерно через Ю ч после начала про-
цесса, и взаимодействие этого натрия с кислородом приводит к быстрому
Глава 16. Защитная оболочка
492
орсмя, ч
41
£
*
ъ
Рнс. 16.28. Тепловой баланс шахты реактора
/ — мощность остаточного тепловыделения; 2 — дополни
тельная мощность; J —теплоотвод за счет теплопровод-
ности и конвекции; точка <г соответствует началу кипе-
ния натрия
Рнс. Ю29 Поступление иатрнл *
пространство иод пщнтиой обе
лочной

#4W,4
Рнс. 16.30. Полное количество воды, по-
павшей в помещения под защитной обо-
лочкой
Рис 16 31 Концентрация кислорода
(сплошная линия) н подпрела (играю*
вая) в атмосфере под защитной оболоч-
кой
о
с
S
•
'S.
ч;
*
0.20
0,18
0,76
0,1 Ь
0,12
0,10 п________________________
О 20 W во qo 1QD по г6й
Время у ч
900
800
?00
600
500
ЫО
500
I
в
£
$
4j

Рнс. 16.32. Изменение давления (сплошная
вия) и температуры (штриховая) в
ниях под защитной оболочкой
лн-
8 помеще-
Рнс 16 33. Утечка вещества через &
хпктную оболочку
рукции защитных оболочек и локализующих систем	493
уменьшению мишептрашш последнего. Временная зависимость количества
B.iaui. выделяемой при нагревании бетона, приведена на рис. 16.30. Бла-
годаря парам воды и водороду, выделяющемуся при взаггмодействпи натрия
с водой. р<кге1 давление в объеме под защитной оболочкой. Как показано
па рнс. Н).31, быстрое выделение водорода начинается через 14 ч (рекомби-
нация водорода ез расчете не учитывалась).
{	4 после началу процесса давление газа под защитной оболоч-
кой достигает значения 0,17 Ml 1а. В данном случае принималось, что дав-
ление да лее полдер аищается постоянным за счет отрегулированного сброс-
ного клапана, соединяющего пространство под оболочкой и атмосферой
(рнс. 1о 32). На рис. 16.33 пока кию изменение протечки газа через сбросной
клапан.
Ав..рипный процесс может развиваться иным путем, если, например, шах-
та реактора соединена с полостями соседних боксов газовыми линиями с раз-
рывшими 1ембранамп. срабатЕлвающими при аварийном повышении давле-
ния в шахте. Преимуществом данной схемы является возможность удержа-
ния р. щоактнвных аэрозолей внутри помещений боксов, т. е. предотвра-
щение их проникновения в полость под защитной оболочкой. Расчеты пока-
зываю чтэ в лом случае температура и давление газа под защитной оболоч-
кой сушествснно ниже 153].
Ссцд. ст иметь в виду, что быстрый рост давления внутри защитной обо-
лочки вляется весьма вероятным в случае утечки из контура большого коли-
мест1 а трин I (оэтому целесообра ию рассмотреть возможность применения
защит ой оболочки вместе с локализующей системой, обеспечивающей сброс
газа мере! фн.к/гры в окружающую атмосферу.
В СРАВНЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ
Для точного расчета шщитных характеристик определенной конструкции
оболочки необходимо проанализировать множество возможегых вариантов
аварийных процессов. Однако предварительную оценку можно сделать путем
сравнения конструкций защитных оболочек. показанных па рис. 16.26. Ха-
рактеристики аварийного режима, приведенное па рис. 16.28—16.33, со-
ответствуют варианту оде г нар пой оболочки; при этом значения доз излучен ее я
за пределами защитной оболочки соответствуют данным 152].
Во втором варианте (двойная защитная оболочка) предполагается на-
личие защитного колпака над крышкой реактора, допускающего небольшую
протечку газа. Трети и вариант (защитная оболочка/локализующая система)
подразумевает очистку от радиоактивных примесей воздуха, вы ходящего
наружу из-под внешней защитной обо.чочки. В этом случае под защитной
оболочкой поддерживается разреженЕге (происходит подсос воздуха из
окружающей атмосферы) за счет сброса воздуха через вытяжную трубу.
Для АЭС. построенных в США, допустимые значения доз излучения в
случае максимальной проектной аварии опреде.зяются соответствукжшми
норматявными документами. В документах установлены допустимые дозы
облучения радиоактивЕшм иодом человеческого тела и щитовидной железы
в течение 2 ч для саннтарпо-защитиой зоны ее в течение д/штелывно перио-
да — для зоны с ограииченЕЕоп плотностью населения.
На рис. 16.34 показано изменение при удалении от реактора относитесь-
ных значений доз излучения для трех вариантов конструцип щщипюй обо-
лочки 152]. Значения доз, прнведешЕые на рисунке, нормализованы отно-
сительно дозы облучения в течение 2 ч тела человека, находящегося на рас-
Главе 16. Защитная оболочка
494
стоянии 1000 м от реактора с защитной оболочкой и локалп >уюгцей Сцс
мой. По приведенным графикам можно сравнить эффективность различ^.
конструкции защитной оболочки.	,ь,х
На рис. 16.34, а показано изменение дозы излучения, получаемой
ловеком в течение 2 ч для трех вариантов защитной оболочки. Че‘
метить, что двойная защитная оболочка не даст существенных иренмущрОт’
по сравнению с одинарной, а в случае применения защитной оболочки , 70
кализующей системой очевидно ухудшение эффективности; особенно - °
заметно при значительных удалениях объекта облучения от реактор ЭТ°
Рис. 16.34. Снижение дозы излучения, оСюспечиааемое различными ымн систем!
ми (относительно дозы, получаемой телом человека на расстоянии 1000 м от реактора
с защитной оболочкой и локалнзхюшей системой)
л —* доза облучения тела человека а течение 2 ч; б — доза облучения ч *Я1 в гжяоже
30 сут; в —доза облучения щитовидной железы в течение 30 сут: f диойняж дгпиш .и,
J —одинарная защитная оболочка; 3 — защитная оболочка к Хокадж л >	r*ut
Преимущество невентилнруемых защитных оболочек этом случае
объясняется тем, что в течение примерно 8 ч нет необходим ти ьклкяатъ
систему вентиляции, тогда как в реакторе с защитной оболочкой и лока-
лизующей системой происходит выброс очищенного воздуха .  гтмисферу
Варианты оценок, представленные на рис. 16.34, б и в. также не выяв-т’*
ют существенных преимуществ двойной защитной оболочки перед одинаР"
нон. Однако защитная оболочка с локализующей системой оказывается
более эффективной, особенно при оценке воздействия излучения на шито
видную железу в течение 30 сут. В двух первых случаях кривая дозы нэпу*
чения для защитной оболочки с локализующей системой имеет S-t бра’ную
форму, что объясняется продолжительным выходом в атмосферу нуклидов
с небольшой активностью, таких как благородные газы В отношении заши-
ты щитовидной железы такой вариант оболочки значительно более эффе|*-т,,‘
вен, поскольку частицы иода, содержащиеся в выбрасываемом газе, задеряф
ваются системой фильтрации, и выброс происходит через вытяжную тру >
большой высоты. Этот факт имеет существенное значение, поскольку доза оо-
лучения щитовидной железы в течение 30 сут обычно принимается в качестве
предельно допустимой для зоны с ограниченной плотностью населении
Вопросы для
повторения
495
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
16.1-	В табл. 13.8 были приведены максимальные значения энергии, пре-
обра.юваннои в механическую работу при гипотетической аварии
разрушения активной зоны различных реакторов. Какая связь между
этими данными и результатами расчетов, рассмотренными в гл. 16?
16.2.	В процессе i нпотетической аварии разрушения активной зоны про-
исходит расширение топлива. 11а что расходуется энергия, выделяемая
при этом, и какие повреждения опа может вызвать?
16.3.	Что рассчитывается с помощью математической модели Хикса—Мен-
зиса?
16.-1	Если при взаимодействии расплавленного топлива с теплоносителем
возможно спонтанное образование пузырьков кипения, почему при
взаимодействии U0t—РиО» с натрием не происходит разрушения
активной зоны реактора БН?
16.5.	Что является сдерживающим фактором при расширении массы топ-
лива? Какие виды сдерживающих факторов участвуют в аварийном
процессе?
16.6.	Назовите различные формы преобразования энергии, выделяемой при
p.i рушении активной зоны.
16.7.	1а счет каких источников выделяется остаточное тепло на последней
стадии аварийного процесса? Где могут располагаться эти источники?
16.8	Какие процессы происходят при выбросе топлива за пределы бака
реактора? Какими средствами можно охлаждать топливо за предела-
ми реактора?
16.9.	За счет чего происходит выделение влаги из бетона? Какие газы вы-
деляются при взаимодействии натрия и осколков топлива с бетонными
стенками шахты реактора?
16	16. Какие проблемы связаны с загоранием натрия при аварии на реак-
торе БН? Назовите участки, на которых возможно загорание натрия
(в виде струи или неподвижной массы).
16.11.	11а АЭС с ЛВР необходима защитная оболочка больших размеров для
удержания высокого давления, развивающегося в случае разрыва
водяного трубопровода и мгновенного вскипания воды. В реакторах
БН, несмотрая на то, что температура натриевого теплоносителя зна-
чительно ниже точки кипения, в случае гипотетической аварии разру-
шения активной зоны давление под защитной оболочкой может увели-
чиваться. За счет чего это происходит?
16.12.	В чем сходство и различие четырех видов защитной оболочки, опи-
санных в § 16.7?
16.13.	а) Объясните смысл кривых на рис. 16,30—16.32.
б)	Дайте сранительную оценку трех типов конструкции защитной
оболочки, показанных па рис. 16.26, а также других возможных конст-
рукций.
16.14.	Что такое радиоактивные аэрозоли и какова их роль в аварийном про-
цессе?
16	15 Какие процессы рассчитываются по следующим математическим про-
граммам: САСЕСО, COMRADEX, ORIGEN, PARD1SEKO, REXCO,
SOM IX?
16.16	Перечислите все процессы, описанные в гл. 16. которые могут про-
изойти при гипотетической аварии реактора, последовательно, начв
ная с момента разрушения активной зоны.
Глава 16. Защитная оболочка
496
ЗАДАЧИ
Ss₽£=rxr*=z^
,6.2. Выведите уравнение <16.5). приняв за	™" ™«У в. - s,
с учетом соотношения Sig — hig Т. Д* Р	1	Н1чРи<
руйте по линии насыщения жидкости, используя \р.шнение I лббса;
Tds = du + Pdv =-- dh — udP,
а также учитывая, что для жидкости в состоянии на ыщепия соблю-
даются условия Pdv dti или vdP dh.
Часть V
БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ С ГАЗОВЫМ
ОХЛАЖДЕНИЕМ
Быстрые реакторы с газовым охлаждением представляют собой альтерна-
тивных ши Б1’. Тематика ряда глав книги в одинаковой мере относится к
БР как <’ ж ‘ дкометаллпческпм, так и с газовым охлаждением (например,
ней троп но-фч ическпе характеристики, свойства материалов и т. п.). Что
же касается конструкции БР и проблемы безопасности, то здесь необходимо
подчерки гь наличие принципиальных различий БР, охлаждаемых жидким
металлом н газом. В заключительной части книги мы остановимся па кон-
струкционных особенностях и вопросах безопасности БР с газовым охлаж-
дением.
Глава 17
КОНСТРУКЦИЯ БР С ГАЗОВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ
17.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Разработка проектов БР с га юным (гелиевым) охлаждением проводилась
в США и в | кроне в качестве альтернативного варианта но отношению к ре-
акторам БН. I к пользование газового теплоносителя приводи г к более жест-
кому спектру нейтронов, следовательно, к большему коэффициенту воспро-
изводства. Чожет оказаться, что капитальные затраты в этом варианте бу-
дут ниже, чем в варианте реактора БН. Гелий является одноатомным инерт-
ным газом, не активируется под действием нейтронного излучения. Поэтому
отпадает необходимость в промежуточном контуре, в специальной противо-
пожарной щщите, в системах очистки. Перечень преимуществ и недостатков
гелия в качестве теплоносителя содержится ниже в§ 17.2.
Первые разработки в этом направлении были начаты в США в 1962 г.
фирмой «Дженерал электрик». Их результатом явились проекты газоохлаж-
даемых БР электрической мощностью 300 и 1000 МВт, До 1978 г. в конст-
рукциях реакторов предусматривалась продувка газа через активную tony
сверху вниз. С 1978 г. перешли к модифицированному варианту продувки
снизу вверх, с тем чтобы обеспечить естественную циркуляцию газового
потока в случае аварийного отказа принудительной продувки.
С конца 1970 г была начата программа международного сотрудничества
по проблеме газоохлаждаемых быстрых реакторов. Участниками сотрудни-
чества были национальная лаборатория ядерпого центра в Карлсруэ сов
местно с промышленной фирмой К\\ U (ФР1 )и швейцарская национальная
лаборатория E1R. Одновременно была организована Европейская Ассоциа-
ция по газоохлаждаемым быстрым реакторам-размножителям (GBRA)
Выбору гелия в качестве теплоносителя предшествовали исследования дру-
Глаза 17. Конструкция БР с газовым охлаждением
4*8
гнх вариантов, включая пар и углекислый газ. Пар был отвергнут н,
коррозионного воздействия на оболочку, положительного эффекта реакт'3а
ногти и неблагоприятного влияния на характеристики воспроцзЙО1Ст2а'
Углекислый газ также не годится по ряду причин, в том числе из-за ‘л?3,
того перепада давления и связанной с ним механической и акустичес1Л
нагрузки на конструкцию активной зоны, а также большого расхода м °И
ностн в системе циркуляции. В Советском Союзе исследуется вариантrd
с охлаждением газом N.,O4. Используется свойство диссоциации этого г
N.,O4-s-2NO2 при нагревании с последующей рекомбинацией прц р<1ец,,а3а
нни в турбине. Экономичность этого цикла можно повысить путем сж'нж ^е’
газа на участке возврата в реактор.	'1!Ня
В разработках газоохлаждаемых БР в целом предпочтение отдается
евому варианту, поэтому на нем и будет сосредоточено наше вннмае111’
Поскольку читатель уже ознакомился с конструкцией реактора БН W,e'
постараемся в первую очередь показать, что нового вносит переход от
тркевого охлаждения к гелиевому. После обсуждения досi . га и щдост”3"
ков гелиевого теплоносителя перейдем к рассмотрению коне рукции
ра в целом и некоторых деталей активной зоны. Вопросы )11Лк. ' J°D
с гелиевым охлаждением обсуждаются в гл. 18.
17.2.	ХАРАКТЕРИСТИКИ ГЕЛИЕВОГО ТЕПЛОНОС 1ТЕЛЯ
На конструкцию БР самое сильное влияние оклывжт .юр теплоно-
сителя. В этом можно убедиться, сравнивая БР с натрн.ш, м и гелиевым
охлаждением. Достоинства и недостатки того и другого перечислены в
табл. 17.1. Вначале показано влияние теплоносителя на к шегрукшно, за-
тем — на безопасность реактора, хотя часть эффектов носит г днй характер.
Таблица 17.1. Преимущества гелия по сравнению с натрием
в качестве теплоносителя БР
Преимущества
НШХГГ1П1Я
Улучшенные характеристики воспроизвод-
ства
Хорошие показатели топливного цикла, не-
большая реактивность выгорания, упро-
щенные. требования к СУЗ
Неактивируемость гелия
Отсутствие промежуточного контура (уде-
шевление конструкции), ремоитоспособ^
ность оборудования
Слабое взаимодействие нейтронов с гелием
Достаточные зазоры в условиях распуха-
ния металлов, малая реактивность теплоно-
сителя
Инертность и прозрачность гелия
Отсутствие коррозии, невоспламеняемость
гелия, дистанционный визуальный контроль
Большая утечка нейтронов
пояИп°ЛИЧеСКл Я ,|еоптн«*-7ьностъ раэме-
ров активной ЗОНЫ
Плохие тепдофизкческие свойства геШ
Необходимость шероховатой поверие-
твэлов, большая мощность насосов
Давления для обеспечения эко-
комичности
Проблема тгплосъеыа, большая моя-
Н<Х’ТЬ Насосов
Н'пкий теплосьем при падении ха»-^
мня
пи‘^СГгаТ0Ч|,ость «стестаемкой цирку-’*-
н" хАЛя расхолаживания
сл.и^ДИ“Ость надежной аварийной си-
стемы расхолаживания
17.2. Характеристики гелиевого теплоносителя
49?
Преимущества
Однофазное состояние гелия
Отсутствие опасности внезапной потерн ге-
лия или механических ударных поврежде-
ний, непрерывность естественной циркуля-
цяи
П роиолжение табл. 17 I
Недостать к
Малый отрицательный доплеровский ко-
эффициент
Опасность переходных процессов
А ПРЕИМУЩЕСТВА ГЕЛИЕВОГО ОХЛАЖДЕНИЯ
Главным преимуществом гелия является меньший Э(|х|)ект замедления
и поглощения нейтронов, чем в случае натрия или других теплоносителей.
Благодаря меньгиему поглощению нейтронов в реакции (п, у) увеличи-
вается доля нейтронов, участвующих в производстве плутония, а более жест-
кий спектр приводит к увеличению числа мгновенных нейтронов в акте деле-
ния, т. е. тоже к росту коэффициента воспроизводства. Последствия жест-
кого спектра наиболее проявляются в плутониевых системах, так как вели-
чина v для плутония и скорость деления в 23HU существенно зависят от
энергии падающих нейтронов. Данный эффект был менее значительным в ран-
них проектах с пониженной скоростью прокачки гелия и малой объемной
долей топлива (т. е. с низким коэффициентом воспроизводства). В усовер-
шенствованных проектах эти недостатки устранены. Сравнение БР с на-
триевым и гелиевым теплоносителями при условии одинаковой объемной до-
ли топлива показывает, что в гелиевом варианте коэффициент воспроизвод-
ства выше, загрх <ка плутония тоже выше (из-за повышенной утечки), и вре-
мя удвоения меньше. Это преимущество является важным с точки фения
экономии урановых ресурсов.
Следующее преимущество гелия заключается в том. что он не активи-
руется при облучении. Следовательно, отпадает надобность в промежуточном
контуре 11оследний необходим в реакторах Bl I для отделения первого радио-
активного контура от парогенератора, что ведет к увеличению капитальных
затрат.
В быстрых реакторах с гелиевым охлаждением проблема распухания не
имеет такой остроты, как в реакторах БП. Дело в том. что из-за малого по-
глощения и рассеяния нейтронов в гелии в конструкции активной зоны мож-
но предусмотреть увеличенный допуск на распухание металла. Благопри-
ятным следствием слабого взаимодействия нейтронов с гелием является
также соответствующая малая реактивность (в противоположность натрие-
вой реактивности в реакторах БН).
Из-за химической инертности гелия не возникает проблемы несовмести-
мости теплоносителя с конструкционным материалом и ли топливом, ibi
этому в принципе можно повысить температуру гелия на выходе. Прозрач-
ность газового теплоносителя также является весьма благоприятным св* и-
ством, так как становится воз*можным дистанционный визуальный контроль
оборудования, технические средства эксплуатации упрощаются.
Говоря о безопасности, необходимо подчеркнуть, что гелий выгодно от-
личается от натрия химической инертностью по отношению к воде и воздуху.
Наконец, тот факт, что гелий может находиться в реакторе только э од-
ном (газообразном) состоянии, устраняет опасность внезапных изменений
теплопередающих характеристик. В реакторах БН такая опасность сущест-
503
Глава (7. Конструкция БР с газовым охлаждением
г •
БН~Хя	,шр»я е жидким то,,
ров Ы1 является °	D качестве теплоносителя выступает ?
"пй’"тоSS ергамз тепла от жидкого топлива к гелию „гаозмож^
SSctSo не Опекает опасности механического попреждеиия оШь
вых систем ипи взрывном парообразовании.
С , отметить еще два доело,,истиа гелия, ие ука ,а,шых „ табл. |7.,
В иринииие возможна коиструкиия Ы> с прямым тепловым „„к.,,,,,. е
с подачей гелия из реактора прямо па турбин). В таком <л\чае отпади,
надобность в промежуточной системе парогенератора, капитальные затра-
ты снижаются. Одпако нужно решить техническую проблему — разрабо-
тать новый тип турбины в качестве элемента системы гелиевого охлаждищ
с высоким давлением.
Другое достоинство состоит в том, что вых >д a t <’Рметизиро»
ванного твэла никак не влияет на эффективность гелнсВ'Чо охлаждения.
В аналогичном случае в реакторе БН газовые пузыри vv.. Ш1ают теилосьеи
в области повреждения твэла. Однако, как ука иивалось в г 11, этот эффект
не вызывает сильного беспокойства конструкторов реакт ‘ров БН
Б. НЕДОСТАТКИ ГЕЛИЕВОГО ОХЛАЖДЕНИЕ
Теперь остановимся на основных недостатках гелия кзчч тве теплоно-
сителя по сравнению с натрием. Слабое ваанмоденстви н гр->нов с гелием
(отмеченное выше преимущество) имеет и негативную ст- 1 включающую-
ся в увеличении утечки нейтронов. Особенно сильно »> проявляется в ре-
акторах сравнительно небольшой электрической мощности (около 3<Х) МВт
и ниже). Поэтому быстрые реакторы с гелиевым охлаж нисм становяти
экономичными при большой электрической мощности (II ЧВт к выше),
когда размеры активной зоны велики и относительная роль утечки падает.
Теплопередающие свойства гелия существенно хуже, чем натрия, поэ-
тому приходится создавать турбулентность гелиевого потока вокруг обо-
лочек твэлов. В связи с этим повышается перепад давления по высоте ак-
тивной зоны и усложняется вся те плогндра вл н чес кая часть реактор».
Требуемая большая мощность газодувок есть прямое ледствне плохих
теплопередающих свойств гелия.
Пожалуй, наибольшим недостатком БР с газовым охлаждением является
необходимость весьма больших давлений. В активной зоне с плотностью
энерговыделения, обеспечивающей экономичность реактора. треб\ется осе-
дать давление гелия в диапазоне 7—10 МПа. Таким образом, быстрый рем-
гщ с гелиевым охлаждением представляет собой системе высокогодавления.
напомним, что натриевая система в реакторах БН работает в условиях
iMflKJiPDPr11 а™°сФеРного давления. Необходимость высокого давления ге-
‘ R тт. 32 ^?бон слец11а-’,ьное требование к конструкции Оно за ключа-
усмотреть ох тажтри1^°СТЬ аваРИЙН0Г0 падения давления, необходимо
быть система надежнпглбаКТОра При низких Давлениях. Кроме того, Л0-1*
монта и перегрузки топит? R* остаточлого тепловыделения в условиях |*
теплоносителя оказывает Л Ь Т0М “ ДРУГОМ случае естественная (tup*)’*1*'
t-Я недостаточной (в отличие от условий реактор
17.3.
Системы реактора
501
БН). Поэтому возникает необ-
ходимость в дополнительной
принудительной системе охлаж-
дения с высокой надежностью.
Наконец, недостатком БР с
гелиевым охлаждением но срав-
нению с реакторами БН являет-
ся малое значение отрицатель-
ного доплеровского коэффициен-
та реактивности. Это вызвано
двумя причинами. Первая свя-
зана с более жестким спектром и
соответственно малой долей ней-
тронов в резонансной области
(рнс. 17.1). Вторая причина —
увеличение критической загруз-
ки. Стоит отметить, что в реак-
торах БН прн удалении натрия
значение доплеровского кол|х|ш-
। нс. 17.1. Сравнение спектров Нейтронов в БР
с гс.'ВК’Пым (сплошная кривая) и натриевым
(штрихпуиктпрная кривая) охлаждением
пиен ы реактивности также мало.
[]< -ц.одя итоги сравнения, следует подчеркнуть наличие ряда серьезных
пройм тв БР с гелиевым охлаждением по сравнению с реакторами БН.
Видим . ваиболыинм препятствием к развитию БР с гелиевым охлаждением
является отсутствие практического опыта. Прогресс в разработках реакто-
ров ЬН существенно обязан широкому международному сотрудничеству, в
результате которого были вскрыты некоторые проблемы и показаны пути их
решения. Если бы такое же внимание было уделено БР с гелиевым охлажде-
нием, то, вероятно, и в этом направлении всплыли бы свои новые проблемы.
Пока что оно остается весьма привлекательным и заслуживает самого тща-
тельного изучения.
17.3.	СИСТЕМЫ РЕАКТОРА
Ниже рассматриваются основные особенности демонстрационной АЭС
на основе БР с гелиевым охлаждением электрической мощностью 360 МВт.
Схематичный вид станнин показан па рис. 17.2, и, б. Система парообеспече-
ния в БР электрической мощностью 300 МВт приведена на рис. 17.3. Видно,
что основные системы охлаждения реактора (активная зона, главный паро-
генератор, дополнительные теплообменники, основные и вспомогательные
циркуляционные линии и т. д.) размещены внутри корпуса из предваритель-
но напряженного бетона.
А РЕАКТОРНЫЙ БАК
Из требования высокой экономичности производства электроэнергии вы-
текает необходимость высокого давления в системе гелиевого охлаждения
БР. Давление должно быть в пределах 7 10 МПа, т е. такого же порядка,
как в водо-водяных реакторах. По соображениям безопасности нельзя допу-
стить внезапного аварийного падения давления ниже некоторого критическо-
го уровня. Именно по этой причине оыла выбрана конструкция корпуса из
предварительно напряженного железобетона. Сжимающее усилие создается
специальной системой оплеток но принципу постоянно действующего обру-
ча. Эта конструкция по существу была тапметвована из высоко температур-
502
Глава 17. Конструкция БР с газовым охлаждением
„ых тепловых реакторов с газовых, охлаждением. Размерь, бака в „р
Хи™ анионного БР о гелиевым охлаждением составляют 32 м „„
и 33 м в диаметре.	„
Внутри бака располагается активная зона с системой крепления и си_
мои радиационной защиты. Имеются три периферийные иатости и Сте
бака, предназначенные для размещения трех основных охлаждающих пе
тель, каждая из которых содержит парогенератор и гелиевую газодут
Помимо основных охлаждающих петель, предусматриваются тргг вено.мог'а.
тельные, расположенные в полостях меньшего размера. Доступ к охлаждаю.
лнм.г«болотка реактора: 2^помет. ЛЭ<- Н3 0СН0В<? С Гелневым ОКЛаЖДеЮ**
ПЛЫЮе зд^нне1* д"^й 5 “здание Двзмь"^,Д'1’ Овсл> ***’«“* реахт ра	>ан»лхщ« тоа-
отходами; « - И0ВТк^1;Л;ИВ2Н‘‘Я: ' - СиХаТГ " «'WP'MbH-IX улройст. 
»оГсмТЛИ допояя»т«тьиого оГт»Л“ ре*к'горнив	“ ’',бот“ f
ВОЙ системы охлаждения- ,» Л^Л кня ’«тваиой Л пРел*»Р*телц|О иапр-Ж’
•	петля оад*1дк'' "““«еиме хм насоса
Шлюз ЛЯХ обслужи».	/J - системе пит тельной ход»*. '♦
’^-'УЖНЙЙИНЖ реакторе
17.3. Системы
реактора
503
Рис. 17.3. Системы паро-
обеспечения в БР с ге-
л реи ы м о х л а ж ле 11 нем:
I — реакторный корпус in
про л па ритслыю	наир я жен-
него бетона; 2 — дополни-
тельная газодувка; 3 — уп-
рочняющая арматура; 4
до цод нк т сльн ы Й	теплооб-
менник: 5 система водя-
ного охлаждения; 6 — по-
дсеть активной зоны; 7 —
отверстиг с бетонной проб-
кой: S - трубчатый нсрсгр. •
пзтелъ: 9 орган регулиро-
вания; /<• - ппрогенерлтор;
Л - подпол питательной по-
ды; /2 - конструкция стен-
ки корпуса; /Л—главная
гл.юлувка: ft активная
зона
щнм системам при монтажей ремонте осуществляется через отверстие а верх-
лей части каждой полости, В рабочем состоянии эти отверстия закрываются
бетонными пробками.
Каждый парогенератор имеет входной объем, соединенный с дополни-
тельным теплообменником посредством канала. Это делается для того, чтобы
сохранить распределение температурного ноля при переходе от нормального
режима принудительного охлаждения основной системой к режиму аварий-
ного охлаждения вспомогательной системой, рассчитанной на естественную
циркуля и ню теплоносителя.
Все внутренние полости и каналы армированы сталью толщиной 13 мм.
Тем самым уменьшается вероятность газовой течи. Стальной лист имеет
специальное теплоизоляционное покрытие со стороны теплоносителя
Кроме того, имеется система водяного охлаждения со стороны бетона. Тепло-
вые напряжения в стали развиваются небольшие, поскольку они в значи-
тельной мерс компенсируются напряжением предварительного сжатия.
К конструкции бака обычно предъявляется требование, чтобы она вы-
держивала давление, вдвое превышающее рабочее давление. Вместе с тем
требуется определенный запас мощности газодувок па случай газовой течи
через систему герметизации проходных отверстии. Основная система охлаж-
дения должна также обеспечить инерцию падения давления при внезапном
значительном нарушении герметичности, чтобы задействовать систему от-
вода тепла, образующегося за счет остаточного тепловыделения.
Б ТЕПЛОПЕРЕДАЮЩИЕ СИСТЕМЫ
Схема системы теплопередачи в газоохлаждаемом быстром реакторе при-
ведена на рис. 17.4. Сюда входит основной гелиевый контур высокого давле-
ния, пароводяная система и система сброса тепла. Гелий в основном кон-
504
Глава 17. Конструкция
БР с газовым охлаждением
туре прокачивается через активную зону снизу вверх с помощью центру
ных газодувок, приводимых в действие электрическими двигателями. г05
чнй гелнй’охлаждаетея при прохождении через парогенератор, отда(1ая
ло питательной воде. Образующийся при этом перегретый пар направляет^
ма турбину. Основной охлаждающий контур то всеми । io компонентами n-'^
положен внутри железобетонного корпуса реактора.
Пароводяная система запитывается от главного конденсатора, Расп.
ложениого под турбиной. Питательная вода прогоняется связанным,.0
турбиной насосами’через ряд нагревателей, использующих турбинный ПапС
и затем подается в парогенераторы. Имеются три парогенератора интегра/'
него типа с винтообразным расположением трубок Вода движется по тщ-г
кам вверх, закипает и превращается в перегретый пар
Система сброса тепла имеет свой водяной контур: в пей используете
приминп принудительного охлаждения и испарения воды в атмосфере воу?
ха. В целом все перечисленные системы производства э.г к три иергии анад&
гнчны системам в реакторах БН, за тем исключением, что в газоохлижда
мом реакторе отстутствует промежуточный копту р.
Для снятия остаточного тепла в остановленном реакторе ту жит одна г
трех специальных систем:
1) байпасная линия пар—конденсатор, работающая ‘мытых усщ.
блях;	?
Рис 17 4 С
но*Гр^акто0р7°-?п.Д.елн‘'вия контур" 1°П!₽^ЧИ В Б₽ с ^лиевым охлаждением:
£ - первый хтггурД-Вт„^а И"ТСЛ|'ма" «аварийно ОТвода «сточного теп-» в ост**0^
реакторный корпус ин n£2!°fl КОНТУР. <- главна! I еистем» охл.ж . ни». I »«»»«» «**•
Догюл^нтельиый
......»ихяя
Л ПОЛЩГПМЬНОА схетгмы СХЛЛЖДРКИ*
17.3. Системы
реактора
505
фехш I. свая охлаждающая система аварийной защиты, включающая
в себя оив >впые парогенераторы и газодувки; для работы последних предус-
мотрены дополни тельные двигатели с аварийным питанием;
3) доно ши(с.п>пая (рехнетлевая система охлаждения активной зоны; в
систем) винят аварийные газодувки, теплообменники и линии сброса тепла
с использованием естественной циркуляции.
Байпасная линия исполи тустся для снятия остаточного тепла» когда все
теплопередающпг системы находятся в работоспособном состоянии. Линия
включается открытием клапана конденсатора при одновременном закрытии
турбинного (стопорного) клапана, после чего пар поступает в быстродейст-
вующую редукционную охладительную установку и далее в конденсатор.
Циркуляция гелия и питательной воды через парогенератор продолжается
обычным образом.
При отказе какого-либо компонента основной охлаждающей системы
автоматически включается система аварийного расхолаживания. В этом
случае прокачка гелия в каждой из трех петель осуществляется главными
газодувками с помощью аварийных двигателей, имеющих варьируемую
скорость. Тепло от парогенераторов отводится в систему воздушного охлаж-
дении Парогенераторы заполняются водой, которая циркулирует в конту-
ре воздушного охлаждения с помощью циркуляционных насосов. Забор-
ником т ,г: га является водяной бак, в котором вода кипит и испаряется в ат-
мосферу. Pat ход воды таков, что ее пополнение требуется примерно каждые
20 мни
На случай неисправности основной и аварийной систем охлаждения (в том
числе при падении давления гелия) предусмотрена дополнительная система
охлаждения активной зоны, состоящая из трех независимых петель.
В каждой петле имеется теплообменник, гелиевая газодувка п водяной
контур. Компонентами водяного контура являются бак под давлением, цир-
куляционные водяные насосы и теплообменник воздушного типа. При от-
ключении питания электрического оборудования расхолаживание актив-
ной юны продолжается щ счет естественной вентиляции, т. е. циркуляции
гелия, обусловленной перепадом давления ио высоте петли (при условии
сохранения давления внутри корпуса реактора).
В ОСНОВНЫЕ КОМПОНЕНТЫ
К основным компонентам теплоперсдающей системы относятся га юдувкп
и парогенераторы. Схематическая конструкция главной газодувки демон-
страционного БР с гелиевым охлаждением представлена на рнс. 17.5. Каж-
дая из трех таких газодувок жестко вмонтирована в нижнюю часть < генки
бетонного корпуса, под парогенераторами. Горизонтально расположенные
электродвигатели находятся за бетонным корпусом.
Выходящий из парогенератора гелий поступает в газодувку и ускоряет-
ся рабочим колесом центробежного типа, проходи! ряд трубчатых диффузо-
ров и заполняет наружную полость газодувки. Далее через холодный канал
гелий направляется во входной объем реактора.
На рис. 17.6 приведена схема интегрального парогенератора, предназ-
наченного для демонстрационного БР с гелиевым охлаждением. Каждый
парогенератор помещен в специальную полость бетонного корпуса. Горя-
чий гелий проходит сверху вниз по наружным трубкам, отдает icn.io воде
и пару и выходит через нижнее отверстие. Питательная вода движется во
встречном направлении и выходит через верхнюю рубашку перегревателя в
виде пара.
506
Глава 17. Конструкция БР с газовым охлаждением
Рис. 17.5. Конструкция главной газодувки БР с гелиевым охлаждением
/ — входное отверстие; 2 -выходим полость; 3— диффузор:	-*ол вкж, 5 гцгвлл^
6 — главный двигатель; 7 — система масляного охлаждения; « —допан> < ый два »w ,
опора; 10 — крепление двигателя; 1! — торшиижи сн~т ч »
Рис. 17.6. Общая схема конструкции парогевем.
тора БР с гелиевым охл жденнем:
/ — расшири»щж* петля: 2 гел- Л «< дктммн^
3 - выходящий пжр; 4 - заглушке; ' распргдм»^
потока; 6— крепежный фланец: 7 — спирдльмм! bhq.
трубок; в — ссйсмостоПк  хрепдеви.•; о мод«кщ|
тик Воды; Ю — гелий. яисг> nwwitfl в гжзадод
Парогенератор прикреплен к обкладке
бетонного корпуса . помощью верхнего
фланцевого соединения, имеет специальную
опорную конструкцию и боковые сейсми-
ческие ограничители. Па входе имеется
устройство для формирования однородного
потока гелия Трубчатая навивка, являю-
щаяся теплопередаюшей частью парогенера-
тора, проходит черед пластины крепления,
передающие механические напряжения из
опорную конструкцию. Парогенератор
мощностью около 350 МВт имеет примерно
диаметр 4 м и высота 8 м.
17.4.	КОНСТРУКЦИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
активной зоне3р°еактпп310ки?аЖДаеМОГО БР во мвогнх отношениях подобия
большие размеры из за гЛ ’ Хо™ ПРН Знаковой мощности имеет несколько
CxoXZX^^ee СВободпого расположения топливной решетки.
TOM^pZSa азоо^" ДРУГ°Г0 ТИЛов pea*TOpa сл>чайно Дело и
проводилась для vcioRi-ii тппаЖДае-,ЫХ из экономических соображении
Рассматриваются те же	теХн0Л0ГШ|> развитой для реакторов БН
же температурных и радиан и™** “ констР>КЦИ0Н||ые материалы и в JJ
В качестве о’сновиого вавн^ условиях, что и в реакторах БН-
хотя изучались варианты mr бЫЛ° прИнято смешанное оксидное тоаливо,
к ива в виде карбида и металла.
ых
условиях, что и в реакторах Бп-
17.4. Конструкция активной эоны
507
1а блица 17.2, 1кццчныс объемные доли материалов
Маюрклл	БР с гелнепым охлаждением	Реактор БН с натриевым охлаждением
Топливо	0.30	0,45
1 сплопосцтслъ	0.55	0.40
Конструкционный материал (нерж порющая сталь)	0,15	0,15
В зонах воспроизводства обычно содержится обедненный уран в виде
UO2. в некоторых проектах - Th()2. Материалом для оболочек и чехлов
служи! нержавеющая сталь марки 316, с холодной деформацией 20 %, что
обусловлен о опытом работы реакторов БН. Изучаются также возможности
исполозов шил альтернативных типов конструкционного материала. К ним
Рис. 17.7. Конструкция БР с гелиевым охлаждением
х । «	и нижняя торцевые зоны иоспроитодства; 2 активная юна; / -
« — НМД сбоку; Л	< нижняя плнтп; 6 - плита в системе выравнивания дпвленя <
сборки защиты И отражате.1И«	..'г ..борки (ISO шт Н 2 сборки дварцАнпй .пииты
лик; б -вид сверху / - т=Л-ли। ш /_ сборки отражали и защиты (|5Г шт 1; 3 - сбор.
(4 шт.); 3 - регулирующие	^„ро.иводстиа ((62 шт )
508
Глава 17. Конструкция БР с газовым охлаждением
Рнс. (7.8. Сечении сборок различных тмпоь
а — регулирующая сборка (<Н йэл): б — теплой ы деля ющ л к сборки (2d5 т> •	с борти
воЯ зовы воспроизводства (61 трэд); г защити»* сборки • Г •
относятся другие марки аустенитных нержавеющих стал . ррнтпыестали
и сплавы с высоким содержанием никеля
Особенностью геометрии активной зоны газоохлажда» >Р. как отме-
чалось, является увеличенное расстояние между твэл.-mi р этого рас.
стояния определяется несколькими факторами, в перву; !ч-дь мощно-
стью, затрачиваемом на прокачку гелия, и экономней нейтронов Типичные
объемные доли материалов в БР с гелиевым охлаждением и в реакторе БН
представлены в табл. 17.2. Видно, что объемная доля гелия с .ествсино вы-
ше, чем натрия, что является следствием различия теплофп шческнх свойств
с газовым охлажден нем
> -	Сб°РКЗ БР
таьционнруюадЛ^^	«Релл’ниеьистулы; 3 смежное сопло; < *
ьушхз rXcpaliи* 1ВЭЛи; 10	“^И0“И₽УЮШ4Ж Р*шетхж. 3
I ни* продуктов деления /л кР*лл<*ние; И яманяя э+шмт*;
входное отверстие; /У нкжмнА х*остов«
4
5
6
Т7.4. Конструкция активной зоны
509
Т а б л н и । Ь Типичные характеристики конструкции БР с гелиевым охлаждением
Обтнс параметры
Тепловая мощность, МВт
Электрическая мощность, МВт
Давление внутри корпуса, МПа
Потеря давлении в активной зоне, кПа
Входная температура, “С
Выходная температура, °C
Максимальная температура оболочки, °C
Расход теплоносителя, кг/с
Конструкт я активной зоны
Число тспгн|Щ4Леля1О1цмх сборок
Число регулирующих сборок
Число сборок аварийной защиты
Число сборок боковой зоны воспроизводства
Число сборок отражателя и защиты
Общее чш ло сборок
форм» сборки
Длина сборки, мм
Размер под ключ. мм
Зазор мга.ду сборками, мм
Шаг, мм
Зазор между выступами на чехле сборок, мм
Толщина * генкл чехла, мм
Тепловыделяющая сборка
Длина лк-нивой части, мм
Длина торцсьчй час hi с каждой стороны, мм
Число т»«*л<»в в сборке
Способ Д|В Т ЛИЦ1Н1Ц ПрОВЗНИЯ
Число л нет л ни иопирующих решеток
Диаметр твэла. мм
Шаг решетки твэлои. мм
Зазор между тнэлом и стенкой чехли, мм
Сборка боковой юны вое ирон лводства
Длина сборки, мм
Число тепловыделяющих элементов в сборке
Способ днег лиционирова пня
Диаметр те и л они де л я юте го элемента, мм
Шаг решетки тспловы юляюших элементов, мм
Сборки системы СУЗ
Длина поглощающей части, мм
Число пэлов в сборке
Способ днетяппионнрованмя
Диаметр пэла. мм
Шаг решетки пэлов. мм
Сборка радиационной защиты
Длина сборки, мм
Число элементов зашиты в сборке
Способ лнетанцнонир'шания
Диаметр элемента защиты, мм
Шаг решетки элементен зашиты, мм
1088
367
10,5
183
298
530
750
949
150
15
4
162
138
469
Гексагональная
4900
201
7,0
21 I
0.8
4,0
1200
600
265
Решетка
12
8
I 1.5
2.5
210(1
61
Прополочная нанниил
21,7
23.25
1200
61
Решетка
16.8
20.9
3200
19
11р<щоличпая навивка
4135
510
Глава 17. Конструкция
БР с газовым охлаждением
обоих ВЯЛОВ теплоносителя. Вместе с тем этот факт для гаоо.хлажд
БР шлется благоприятным с точки зрей.,я последствии pa.wau,,<„„IWo р«
псхання конструкционных материалов.	гп
На пне 17 7 схематически показана констру кипя Ы <. 1 с'111^вым охлаж
деннем электрической мощностью 360 МВт. Видно, что она подобна Кон*
nvKHHH реактора БН с гомогенной активной зоной. Активная зона окру-
жена боковой и торцевыми зонами воспроизводства, содержащими сырье-
вой материал. За боковой зоной воспроизводства расположены сборки Защн.
ты. Защита имеется также за торцевыми зонами воспроизводства, * причем она
должна быть более массивная, чем в реакторе БН. из-за малой плотности
теплоносителя.
Сечения сборок различных типов показаны на рис 17 8, кх типичные
характеристики даны в табл. 17.3. Характерные размеры ментов пример,
но такие же, как в реакторе БН. Общая конструкция теплоны щляющсй сбор-
ки приведена на рис. 17.9. Для получения однородных температур гелия на
выходе сборки предусмотрена сменная насадка. Твэлы ф1 крутится в сбор,
ке с помощью дистанционирующнх решеток. Благодаоя увеличенному
расстоянию между твэламн дпстаниноннрующие решетки к i <ываются бо.
лее предпочтительными по сравнению с проволочной н . ik ц, нспользуе-
мой в сборках реактора БН. Дело в том, что проволочная агпвка не обеспе-
чнвает оптимального формирования потока теплоносителя в каналах сборки
17.5.	КОНСТРУКЦИЯ ТВЭЛА
Конструкция твэла в БР с газовым охлаждением такая же. как в реак-
торе БН. за исключением негладкой поверхности оболочки и устройства дли
выравнивания давления.
Ребрение поверхности твэла в активной части приводит к у силешгютепло-
передачи, что использовалось в тепловых газоохлаждаемых реакторах
Поскольку мощность, требуемая на прокачку гелия, при <том растет, не-
обходим критерий, позволяющий установить компромисс между выигры-
шем в теплосъеме и дополнительными затратами мощности. Таковым может
служить индекс качества теплосъема 1 = St3 /. ие St число Стантона
[см. формулу (17.1)[j f — коэффициент трения. Этот инл> кс пронориионалея
отношению тепловой мощности к мощности прокачки, поэтому желательно
его максимизировать.
Типичная негладкость, создаваемая двухмерным рельефом поверхности
твэла, приводит к увеличению числа Стантона в 2 раза и коэффициента тре-
ния в 4 раза по сравнению с условием гладкого твэла 111 Следовательно,
индекс качества теплосъема возрастает в 2 раза. Предлагались варианты
возра?та'еТ^4%Ьа?а^2?8еРХНОСТИ,,,рИ которых Рвотный индекс качества
wn ^ЛГ-ЛаДКаЯ (Р°6ристая) поверхность нетолько \л\чшает теплопередачу.
оешетп^етВ*1Рапп11ВаеТ теА’ПеРатУРНое поле твэлов и дистанинонируюших
Изуцяпнги РНВОД||Т к более однородному распуханию металла.
мачый.грг тл Раз‘1Ичные способы создания негладкой поверхности, о|17И‘
почтение быюИпР1еНИЯ П^еНИЯ давления *» появления горячих точек. Пр^‘
фо₽му'1ытаю
•1нрования гвэ.™
число Стантона
17.5. Конструкция твэла
511
700
°>1	0,2 0,3 0,4 0,5 0,6	0,7 О,в 0.9 1.0
Расстояние по высоте твэла , отн. ев.
Рис. |7.К) Распределение температуры вдоль твэла:
a piuipr -rime температуры в теплоносителе (сплошная кривая) и в оболочке твэла (штрихо-
ПАЯ); б 'ГЧДНЛ вид т»М1; /- нижинЛ maxohcMiIhx; Я—ловушка ra.ioo6paun.ix продуктов дело
имя. 3 таблетки нижней юны воспроиюрдства; 4 — топливные таблетки лктиппоЛ эоны; 5 — таб-
летки верхней дени нос прок «вод ст па. л — прижимная пружина; 7 — вгрхииД наконечник (вверху
покяэак учдето* ребристой поверхности твэлл)
Рис. 17.11, Схема вы
равнинакмя давления в
твэлах и в реакторе*
/ — опорная плита: 2- от-
дел гл «собранных продук
тол деления; J—Т'пловыдс-
лиющая сборка; 4 — петля
первого контура. 5 — линия
вентилирования 6 перо-
генератор; 7 - гатидувхл;
т — система очистки тел ня
5! 2
Глава f7. Конструкция БР с газовым охлаждением
тоб и очистки гелия (рис. 17.11). Благодаря этому осуществляется ра:,груЗКа
твэлов от напряжений» вызванных давлением впу гренннх азов. Одновремен.
но ограничивается попадание радиоактивных веществ в теплоноситель п
облегчается поиск дефектных твэлов. Последннп основан на регцстра11(1н
атомов от различных групп сборок. Отпадает необходимость в газовой поло-
стн имеющейся в твэлах реакторов БН*. Вентилируемые твэлы имеют то
важное преимущество, что в них устранена причина разрушения оболочки
за счет внутреннего давления газов.
17.6.	ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Теплогидравлическнс расчеты имеют особо важное начение при
проектировании газоохлаждаемых БР. Это объясняется по крайней мр.
ре двумя причинами. Во-первых, температурный перец i на границе
твэла и теплоносителя в газоохлаждаемых БР гораздо выше, чем в рр.
акторах БН. что связано с превосходными теплопередакн ими свойства-
ми натрия. Следовательно, появляется необходимость мн имитировать
этот температурный перепад. Во-вторых, из-за негладкой поверхности
газоохлаждаемых твэлов возникает турбулентный поток. гя при шц.
кпх потоках ламинарная составляющая потока является и ’бладающей.
Картина зависит от степени негладкостк поверхности и лежит изу-
чению.
В случае жпдкомсталлпческого теплоносителя корр , ня теплопс-
редакциях характеристик обычно описывается с помош ' -да Пекле
(см. § 9.3). Для газовых теплоносителей более подходящи? корреляци-
онным параметром является число Стантона, определяемое . виде
St Ku (RePr)	(|7.|)
Такая комбинация чисел Нуссельта (Хи), Рейнольдс.: (Re) и Пранлтля
(Рг) позволяет определить коэффициент теплоотдачи h |см 4 рмулу (9 23)1
Рассмотрим этот вопрос более подробно для условий г того теплоно-
сителя, протекающего через внутренние каналы (последние приведены на
рнс. 9.13). Следует иметь в виду, что корреляционные связи уточняются по
мере поступления новой экспериментальной информации Особенно это ка-
сается условий протекания через пристенные каналы и эффекта дистанциони-
рующи.х решеток 12]. В полном расчете предполагается использование мето-
дики факторов перегрева, которая развита для расчетов реакторов БН (см
S . ). Ниже обсуждается течение газового теплоносителя отдельно для
условии ламинарностн и турбулентности и приводятся типичные результаты
теплогидравлических расчетов БР с гелиевым охлаждением
А. ЛАМИНАРНЫЙ ПОТОК
Потеря давления в канале определяется формулой (10 1). а именно
p!Lt
'Л- 2
жен в ви^)ИЦ"е,,Т тРе|,,|Я- -Т™ ламинарных условий он может быть выра-
1 It' )
ТьГ
_______	Не
также в проектах1 реакторов ^цОНСТР>'кция вентилируемых твэлов рассматриваете*
। 7.6. Геплогидравлические свойства активной зоны

где А, Т,о и Л, —фактор формы кана-
ла, температура стенки и теплоносителя
соответственно. Зависимость К от оп’ю
11,е"1,Г7'.’о а.оК. дн™етРУ р D показана на
рис. 17.12 |3|. Для типичных условий
газоохлаждаемых БР отношение Р [) |И
ходится в пределах 1.3 1,5 и фактор
формы описывается зависимостью |2|
к -128 26о(Л) 60(Ду. (|7.3)
> (ля I ' I ЦО( ГЫО РАЗВИТОГО »*ЮUcipilO-
го потока гелия число Нуссельта также
МОЖНО । 1:‘Д' давить в завнсцмостя от от*
потения Г D (рис. 17.12) |2, 41:
Nu.. 13.7 4 24,1 (—'j-5 (—Y
\Р / \Р / '
(17.4)
Рис. 17.12. Зависимость числа Нус-
сельта (сплошная крина я) и фактора
формы канала (штриховая) для ла
мниарных условий от отношен ин ша-
га Р к диаметру D
Подчсжпсм, что указанная «авнснмость получена для условий полно-
стью ра । итого ламинарного потока, тогда как в реальных сборках во.зму-
щзкнцие вх иные эффекты проявляются примерно на половине длины сбор-
ки Для учета этих эффектов вводят так называемое число Грастца, опре-
деляемое как
Gz	(17.5)
Л'/О.
где х расстояние от входа по длине канала; /J,. гидравлический диа-
метр Реальное число (лаптопа в точке .г определяется соотношением 151
Slx St,. ( I +------------1-----------Y (17.6)
\ Gz-0'm exp (—0,0-1 IGz) /
Локальный коэффициент теплоотдачи можно найти, используя формулы
(17 1). (174) (17.6) и (9.28).
Б. ТУРБУЛЕНТНЫЙ ПОТОК
Корреляционные соотношения в условиях турбулентности различны
для твэла с гладкой н грубой поверхностью. I !оэтому необходимо рассмот-
реть оба случая.
Гладкая поверхность
Рекомендуется следующая формула для коэффициента трения в усло-
виях турбулентного потока вдоль гладкого твэла |6|:
/;	1,04 (0,0056 + 0,5 Re-0'32),	(17.7)
где коэ(|х{)пциент 1,04 учитывает эффект пучка твэлов,
ках определено эмпирически для круглых трубок |7|.
и выражение в скоб-
Формула справедлива
при Re 10 000.
Для аналогичных условий число
8]
N,J в^и,(р}г11-Ф(Рг)|
Нуссельта
Г /Лш р <рг>
I Б
продета вл неге я в виде [б.
(17.8)
17 Зак. 1292
Глава 17. Конструкция &Р с газовым охлаждение^
где	.8) Re Рг
Nu -----------------— ~
К+12.71 f'8(Pr'3-0
f (|,82In Re —1,64)
900	0.63	.
Л' 1,0/ + Re - ! |0PlT ’
p___U!ar; D — диаметр твэла; Tw- температура  . .	7#Jt- вход-
ная температура теплоносителя.
Число Рейнольдса здесь определяется на. основ, г  т- кт тческого диа-
метра эквивалентного кольцевого сечения при ус. ор ।
4-10я < Re <6-10s
Негладкая поверхность
- Связь теплофизнческих параметров в случае ту рб । i потока и ве-
гладкой поверхности очень сложная. Коэффициент тр</н--- р< и лястся щ
основе теории теплопередачи с учетом граничных у	lv .< м интегри-
рования по профилю скоростей получают так называемую < « «размерную
скорость теплоносителя [91:
1Л 2,5 In X- С (Л ),	(17.9)
Л '
где U* = Ulu*-, (/ — действительная средняя скорость. 1/| Ц 8
скорость продольного переноса .теплоносителя; / , коэффициент треки
для внутреннего канала |см. формулу (17.11)1. С ih ) ларзшетр неслад-
кости (см. формулу (17.10)1; ip yu* v безразмерное расстояние; »•
кинематическая вязкость при температуре теплоносителя, у - расстоян*
до стенки; /г* = eRe R8—параметр негладкостн Рейнольдса; f h.D,-
параметр относительной негладкостн; Л,— высота ребра D. iRi
— R-) — гидравлический диаметр; R — радиус твэла; R Р 1 I 3J.J
радиус эффективной цилиндрической ячейки
В случае ребристой поверхности твэла газоохлаждасмых БР параметр
негладкостн С(/г) представляется в следующем виде II I
0.01 (/?„-*)
(о “= 4,0
Для области значений
2.75
(й • fJ..l6
17.6. Теппогидравпические свойства активной эоны
515
Индексы аг н 1> относятся к стенке и теплоносителю соответственно. Выра-
жение для С (h ) в более общем случае двухмерного рельефа поверхности
твэла приводится в|П.
Связь между С (/С) и коэффициентов трения выражается уравнением
111
С (/1 ! ) I 2,5 In
Я»-Я
(17.11)
где
3,754- 1.25/?,/77
I * Ко.'К
Из этого уравнения можно найти решая его методом итераций.
Коэффициент теплоотдачи определяют в зависимости от числа Станто-
на путем интегрирования логарифмического температурного профиля Т*:
Т + 2,51ц -T-+G (/) + ),	(17.12)
h+
где корреляционная формула для параметра G(li') имеет вид [101:
hr
0.01 (/?,-/?)
0,053
(17.13)
Здесь я„ 4.95 (Л Г2' + 7777^7 •
Число Стантона определяется следующей (формулой III:
(17.14)
1 -г Г /,"/«[<?(/)•*•)-С (Л+)1
Действительное шаченнеЗ!, используемое в выражении (17.1), несколько
меньше определяемого этой формулой из-за вариации коэффициента тепло-
отдачи па ребристой поверхности.
В ПЕРЕХОДНЫЙ ПОТОК
В переходной области 2000 < Re/> < 10 000 коэ(|м|лшнент трения рас-
считывается с использованием корреляционных формул как для ламинар-
ного, так и турбулентного потоков. Для дальнейшего анализа берегся ко-
эффициент трения, имеющий большее значение. Этот подход схематически
изображен на рис. 17.13.
Рис. 17.(3 Блок-схема
ряс чет а коэффициента
трения и коэффициента
теплоотдачи в переход-
ном режиме БР с Сизо-
вым охлаждением
17*
516
Глава 17. Конструкция БР с газовым охлаждением
Г. ТИПИЧНЫЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
БР С ГЕЛИЕВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ
В табл. 17.4 и 17.5 приводятся типичные рабочие характеристики Сбоп
кн БР с гелиевым охлаждением. Общая потеря давления теплоносите^
составляет лишь 0,29 МПа, что заметно меньше, чем для сборки реактоп
БН. Из табл. 17.5 следует, что около половины потерь давления вызвав
негладкостью поверхности твэлов. Хотя общая потеря давления менып°
в случае гелиевого теплоносителя, мощность на его прокачкх требуется
4 раза больше, чем на прокачку натрия в реакторе БН (им § 11 |).
Сборки боковой зоны воспроизводства в газоохлажласмыч БР нз»за м
носительно низкой мощности заполняются твэлам.ч с гладь. >й поверхностью
Кроме того, отношение шага к диаметру Р D выбирается уменьшенным н
в качестве диетапнионирующего устройства служит проволочная навивка'
Число Рейнольдса также невелико. Однако остаточное i.i щыде.тейпе а
зоне воспроизводства значительное благодаря нагревх при шнлощен"!
у-квантов. Требования к теллосъему в боковой зоне воспр зводства также
повышены при работе на мощности.
Табл и ца 17 4. Характеристики тс плл вы тс л яющ« й сборки
с гелиевым охлаждением
Потерн давления, МПа
Входная температура гелия, °C
Выходная температура гелия, °C
Максимальная температура оболочки. °C
Максимальная линейная тепловая нагрузка. кВт/м
Радиальный коэффициент неравномерности
Аксиальным коэффициент неравномерности
Средняя мощность сборки, МВт
Средний поток в сборке, кг/с
Среднее число Рейнольдса
Скорость потока, м/с
Максимальный флюенс, нентр/см2 (£‘>0.1 МэВ)
Максимальная глубина выгорания. %
0 29
290
530
750
41.0
U5
UI
534
5.00
10»
70
2.3 10»
10
Таблица J 7.5. Относительные составляющие потери
давления гелия в тепловыделяющей сборке
Участок
Потерн. %
Вход
Нижняя зона воспроизводства
Активная зона (грубая поверхность)
Верхняя активная зона
Диета никоим ру юшке решетки
Участок ускорения
Выход
8.3
4 8
44.0
7 0
22.6
2.1
I1J2
17.7. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Малая плотность теплоносителя и увеличенные зазоры между твэламк Г
водят к особенностям в физических характеристиках газоохлаждаемых &
Прежде всего отметим жесткий спектр нейтронов (см. рнс. 17.1) и о0
шую утечку из активной зоны. Из-за малой доли низкознергетичных иеитр
’J 7' НеитР°нно-физические характеристики	317
роль резонатпого поглощения мала, вследствие чего доплеровский коэфх|ш-
tliiciii в I азоох.ыждаемых БР примерно вдвое меньше, чем в реакторах БН.
Для расчета ней|ро||но-ф)нзнческнх характеристик газоохлаждаемых
БР невольте имея методы и программы, развитые для анализа реакторов
БН (> iii.iKo появляется необходимость учета прострела нейтронов но зазо-
рам между i азоохлаждаемыми твэламн. Иногда это делается введением по-
правки н А’,,ф. Для расчета коэффициентов реактивности следует использо-
вать усовершенствованные диффузионные методы. Более строгий учет эф-
фектов прострела делается в рамках кинетических методов и методов Монте-
Карло.
Существующие проекты БР с гелиевым охлаждением основаны на схемах
топливного цикла, разработанных для реакторов БН. Например, полное
обновление активной зоны происходит после трех перегрузок. Интервал
меж.г перегрузками выбирается равным I году. Для выравнивания поля
энгр| овыде. 1г)1пя активная зона разбивается на несколько подзон (вплоть до
чегыр х) разного обогащения. Благодаря этому коэффициент радиальной
лер Jf м рностп получается достаточно низким (около 1,20).
Как отмечалось в§ 17.4, в конструкциях сборки предусматривается ин-
див! . П.П.1Я регулировка скорости прокачки гелия. Благодаря этому
МОЖ1 добиться одинакового подогрева теплоносителя по всей активной
зоне в каждом цикле.
ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ
17.1. Каковы преимущества газоохлаждаемых БР?
17 2. а) Каково рабочее давление гелия?
б) Почему необходимо давление в газоохлаждаемых БР в отличие от
реакторов БН?
в) В чем заключается достоинство конструкции газоохлаждаемого БР
в железобетонном корпусе?
17.3 а) Обсудите существенные различия в системах теплопередачи газо-
охлаждаемых БР и реакторов БН.
б)	Как влияют эти различия па тепловую эффективность АЭС?
17.4.	а) Опишите дополнительные системы охлаждения.
б)	При каких условиях работает система охлаждения па естественной
конвекции?
17.5.	Почему топливная решетка в газоохлаждаемых БР менее плотная,
чем в реакторах БН?
17.6.	а) Почему и как предусматривается негладкая поверхность газоохлаж-
дае.мых твэлов?
б)	Объясните смысл индекса качества /.
17.7.	Сравните значения числа Рейнольдса, скорости теплоносителя и мак-
симальной линейной тепловой нагрузки в табл. 17.4 с аналогичными
данными для реакторов БН.
17.8.	Почему для корреляции теплофизнческих данных газоохлаждаемых
БР используется число Стантона, а для данных реактора БН число
Пекле?
17.9.	Почему спектр нейтронов жестче в газоохлаждаемых БР, чем в ре-
акторах БН?
518
Главе 18. Безопасность гаэоохлаждае^ых БР
Глава 18
безопасность газоохлаждаемых бр •
18.1.	ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Данная заключительная глава посвящена безопасности га доохлаждаемых
БР. Многие рассмотренные ранее «опросы безопасное™ реакторов БИ <«.
гл 13 16) относятся также и к газоохлаждаемым БР. однако дл последних
существует ряд специфических проблем, на которых мы и сосредоточим
внимание.	х
Изложение материала ведется в следующем порядке, общие вопросы
безопасности, контролируемые аварии, некоцтролиру< мы< пин, меры,
снижающие опасность последствии неконтролируемых анлр В нхжиых
местах будет проводиться сравнение с реакторами БИ, по меры ваться раз*
лнчие конструкторских подходов и исследовательских про
18.2.	ОБЩИЕ ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ
Проблема безопасности БР в общих чертах обуждалл i, J.J. Для
газоохлаждаемых БР особую важность имеют следующие
1)	разработка методов анализа и оценки риска, пропет го от ра-
боты реакторов данного типа, для здоровья людей.
2)	определение гарантий безопасности на всех этапах пр на энер-
гии н ядерного топлива с использование газоохлаждаемых Г.1 . р по как и
выяснение вопроса —адекватны ли системы защиты выдвнн м требова-
ниям безопасности.
Оценку риска можно провести исходя из концентрации мног п<-нчатой
защиты (или защиты на многих уровнях). При этом делается п ...лка детер-
министического прогнозирования условий работы реактора, начиная от
нормальных условий и кончая аварийными ситуациями, имеющими ис-
ключительно малую вероятность. Чго же касается гарантий, то нх обеспе-
чение невозможно без осуществления широкой программы на. сдаваний по
безопасности газоохлаждаемых БР. В процессе разработки этой программы
были определены ступени защиты (см. гл. 13). В табл 18 I представлен
список средств защиты (барьеров), их функции, вероятности аварий соответ-
ствующего масштаба, ожидаемые последствия для АЭС при условии успеш-
ного срабатывания защиты, наконец, ожидаемые (по существу. требуемые)
последствия для населения. Таким образом, вводится последовательная ле-
пя ™tur™e?T“eHH° |,аРастаюи*их барьеров между населением и источником
тимые nnriT\°naC!,0CTH' К0ИМ является БР с газовым охлаждением. Допус-
квитеоип Х>1ппТВИЯ постУ-1»рованных аварий можно рассматривать как
критерии безопасности.	1 г
ставят сЙ^‘1,МаШ1е’ что средства защиты под номерами 1 и 2 при-
начеяные атя ргп пяПА°ДИМЬ1е компоненты конструкции реактора, предназ-
жат для уменьшения по1Лрп°РМа"1ЬИЫХ -\словнях« тогда как остальные слу
собственно KOHCTD\ KHin<L’n₽Jt'TBHH аВаРИ1"1НЬ|Х ситуаций и выходят за рамки
защиты иллюстоЛ'ует плпгпУ^3' Так,1М образом, данный список средств
что средства защиты I- 2 11Мен-емый защита в глубину». Подчеркнем,
возможной аварии со чняш< ЖИЫ свесТ|1 на ,,ет вероятность потенциально
 dp,iH со зиачнтольным выбросом радиоактивных продуктов в
одготовлен А. Барри и Б. Бойяхоы из фирмы «ДжеиераЛ атомик»-
Таблица IS 1 Средства зашиты (барьеры) и критерии безопасности
Я 9
18.2. Общие вопросы безопасности
Последствие для людей	Превышение над фоновой ак- тивностью не более 1 %	Газовая доза фоновой актив* ностн не превышается	Нс превышается годовая пре- дельно допустимая доза облу- чения для работников АЭС	Нс допускается причинение за- метного ущерба для здоровья людей	Фатальные случаи отсутствуют	Последствия аварий не больше, чем в случае аналогичных ава- рий ЛВР
П еле. cYfltf «д4 А »С	Остшсствнм нормаль- иый повторный пуск	То же	Геометрия активной зо- ны сохраняется	Целостность бака и все функции внешней защит- ной оболочки сохранены	Нарушения целостности внешней защитной обо- лочки не существенны	Критерии для АЭС от- сутствуют. Можно вы- двигать требования к за- щите окружающей сре- ды
Я 1* <Т» со^итмя	г 0!	с -01	О »—*	о мг-4	>-01	•• о г—*
5 е	Остановка реактора, расхола- живание	Остановка реактора, расхода живанис <в случае отказа средства защиты 1)	Остановка реактора, расхола- живание (в случае отказа средства защиты 2)	Сохранение местоположения в и \-гря реакторного оборудо- вания. ограничение области знерговы деления |в случае от- каза средства защиты 3)	Локализация радиоактивных веществ (в случае отказа средства защиты 4)	Смягчение последствий воздей- ствия ионизирующего излуче- ния (В случае отказа средства защиты 5)
Средство мщнти	Рабочая система	Дополнительная система 	 		Внутренние	(физиче- ские) особенности	Реакторный бак	Внешняя защитная обо- лочка	Естественны! ограниче- ния
G Л		сч	ГС	-г	л	<о
Глава 18. Безопасность газоохлаждаемых БР
окружающую среду, тогда как назначение средств защиты 4 6 — цредот-
врзтнть тяжелые последствия подобной маловероятной аварии, если 01[а
все же произойдет.
18.3.	КОНТРОЛИРУЕМЫЕ АВАРИИ
Конструкция БР с газовым охлаждением разрабатывается с учетом про.
тиводействия всевозможным причинам аварии. Прн этом расем.нриваются
такие аспекты, как обеспечение нормального функционирования реактора,
удовлетворение лицензионным требованиям, соответствие промышленным
нормам и стандартам. Типичные причины аварийных ситуаций классифици-
руются следующим образом:
I)	неисправность в системе питательной воды:
2)	нарушение отвода тепла из активной зоны;
3)	возмущения реактивности и распределения эиерговыдетення;
4)	попадание влаги в первый охлаждающий контур;
5)	уменьшение количества теплоносителя;
6)	выброс радиоактивных продуктов из рабочей систем!..
7)	нарушение работоспособности дополнительных систем.
8)	внешняя опасность для АЭС.
Полный список возможных последовательностей аварий л >м велик.
Так называемый анализ риска показал, что среди часто слу нчся пе-
реходных процессов преобладают такие последовательности. эые могут
привести к нарушениям охлаждения активной зоны. В свя им оценка
надежности работы газоохлаждаемых БР рассматривается < как неотъ-
емлемая часть деятельности но обеспечению их безопасности па деятель-
ность оказывает влияние на выбор реакторной конструкции и целом еще
на стадии проработки самой концепции безопасности. Расчет ре шрукмцнх
и регистрирующих систем делается при детальном конструнр шаннн реак-
тора, и на завершающей стадии определяются мероприятия по проверке
и испытанию всех систем.
Ниже мы рассмотрим лишь некоторые примеры возможных аварий, специ-
фических для газоохлаждаемых БР. В категории аварий, характеризуемых
аномальным поведением реактивности, одной и t причин является течь
паропровода. Этот случай заслуживает внимания, псх'кольк' имеется воз-
можность попадания пара в активную зону. Однако расчеты показывают,
что возникающая при этом реактивность невелика, так что опасности раз-
утечк^гр^п3 Не с'ществ-Ует- Другой случай изменения реактивности —
гелия гппяяп ?13 Реак10Ра- Положительная реактивность из-за потери
тается не пй?- ?е‘М 3 Реакт0Рах БН из-за потерн натрия, н тоже счи-
Извлечения nerv™^акодец’ Рост реактивности возможен из-за ошибочного
исчезаюше мч ля fin Рг Ю,ЦеГ°.СТеРЖНЯ' ^дкако вероятность такого события
механиаег-knv ' агодаРя конструктивным мерам Одна из них — введение
механических ограничителей в устройстве СУЗ.
лизе б^'опасност'Угплпг,Я аваР11'1 связана с потерей теплоносителя. В ана-
аварин ведущей к пял₽? аждаемых БР рассматривается модель крупной
проходное отверстие сД]1 тошя?аВЛеН“Я’ ПостУ-1нруется утечка гелия через
четы показывают что при этом пТ”"* 484 В KOP"-vce реактора. Рас-
примерно J.5 мин до значением) кПяСХ0ДИТ сниж.еиие Давления за время
жаемый защитной оболочкой п, П ’ когда гелий заполнит объем, окр)-
до максимальных темпеоатуп г^Д(,0ВРемен1|° происходит разогрев твэлов
и работоспособность ociLun’ Бкюледствия такой постулированной аварии
осооность основного Оборудования при ее условнях должны быть
18.3. Контролируемые аварии
определены в соответствии с существующими в США лицензионными тре-
бования. и. «дшшекя, ч го на этот крайне маловероятный случай достаточ-
но иметь одну дополни гельную систему расхолаживания активной зоны
(см. рнс. 17.4).
Типичные юбьиня, происходящие в результате данной постулированной
аварии, можно представить следующим образом. После срабатывания ава-
рийной защиты приводя!си в состояние готовности аварийные источники
питания (.щ к*ль-геяераторы) и механизмы дополнительной системы расхола-
живания. о с тройство, регистрирующее падение давления в основном кон-
туре, дщ । он нал на включение газодувок дополнительной системы. В ней
Рнс. 58.1. Максимальней температура обо
дочки т* ма (сплошная кривая) и входная
темпер тура гелия (штриховая) во время
аплрннн"1о рлсхолажипзння активной зоны
(Тт температура пл апле к в и оболочки.
Скачок при / - 60 с вызван включением
двух петель Дополнительной системы ох-
лаждения активной зовы)
П 1OQ ZOQ JOO ЫО SGf
Время, с
Рис. IM.2. Температура топлива в «горя
чей точке» твэла во время естественно!
циркуляции гелия:
млкспма.н.пзн темцгрйтурд топ-
лив л; - —— — среди л>1 температура топлпм:
средний температура для титла 
.!"!!«• ЦГЦ’|[|М»П IHO.1CT1I.1 (СЯСТЙМЛ «‘ГТегТВГПНп!
цнркулицпп икл!очаетем п момент f-Ов cfc
Г. предельно допустимая температур» до
раеллаплекия оболочки: Т, температуре
плипления оболочки
создается давление гелия, после чего с помощью соответствующих клапанов
осуществляется переключение с основной системы охлаждения на допол-
нительна ю.
Ожидается, что во время падения давления поток гелия через активную
зону будет ламинарным. Поэтому анализ последствий ведется в предполо-
жении, что параметры теплоотдачи и трения гелия отвечают условию нами-
парности (см § 17.6). Результаты расчета максимальной температуры обо-
лочки твэла в аварийных условиях для типичной конструкции БР с гелиевым
охлаждением приведены на рнс. 18.1. Предполагается, что после I мин ра-
боты одной петли включается вторая петля дополни тельной системы расхо-
лаживания. Максимальная температура оболочки наиболее эиергопапря-
женпого твэла оказывается ниже предельно допустимой темпера гуры при-
мерно на 100 С(Т,Ф.ДО„ 1260 °C) и ниже температуры плавления при-
мерно на 210 С iTnl 1370 С). Таким образом, имеется некоторый запас
па неучтенные факторы перегрева. Следует отметить, что повышение темпе-
ратуры вблизи предельно допустимого значения в газоохлаждаемых БР
менее опасно, чем в реакторах БН, по двум причинам. Во-первых, гелий в
отличие от натрия не кипит. Во-вторых, вентилируемая конструкция
газоохлаждаемых твэлов не испытывает внутреннего давления, При жела-
нии температуру оболочек газоохлаждаемых твэлов прн аварийном расхо-
лаживании можно снизить, если использовать более мощные двигатели га.м>
522
Глава 18. Безопасность газоохлаждаемых БР
гнетемы Целесообразность такою решения нс оче-
видна.^’у^ть возрастание стоимости реактора н малую вероятность
^КмднТнз табТ” 8.1, в анализе безопасности учитывается, что |1р1|
отказеос овной'п дополнительной систем зашиты для смягчения посладст-
авар н можно использовать физические свойства газоохлаждаемого
реактора Таким важным свойством является спосооиость гаю к естест-
венной циркуляции в определенных условиях. Исходя из этого, дополни,
тельную системе охлаждения активной зоны констру пру ют так im образом,
чтобы она обеспечивала в крайнем случае пассивную фу пкппк» максимально
возможного отвода тепла в атмосферу. Это достигается за счет вынесения вы-
вода второго контура охлаждения на высоту нескольких десятков метровом,
рис. 17.4). Эффективность охлаждения путем естественной циркуляции пл.
люстрируется рис. 18.2. После отключения электропитания о. ионных трех
газодувок (в результате постулированной аварии) нперцнош 1я прокачка
газа продолжается около 90 с. Далее предполагается отка 5 «стомы аварий-
ного расхолаживания и дополнительной системы рлсхолаж, i hi я активной
зоны. В этом случае происходит автоматическое включение «-тли естест-
венной цмркуляц... которая обеспечивает расход гелия ока 3 % нами-
нальногозначения. Как показывают расчеты, температура чкн в го-
рячих точках» в этих условиях не превышает 65(3 С.
18.4.	НЕКОНТРОЛИРУЕМЫЕ АВАРИИ
При анализе безопасности БР как с натриевым, так пег охлажде-
нием рассматривается гипотетическая авария, вызванная полным отклюм
либо аварийной защиты, либо всех систем охлаждения В- р<>. гноен» такого
события чрезвычайно мала, поскольку предполагается неисправность одно-
временно нескольких независимых систем. Это должно привита к рас-
тению активной зоны и опасным последствиям для окру» пошей среды, в
связи с чем говорят о максимальной гипотетической ачарии I с изучение
должно показать, в какой мере реакторный бак н защитная обо,, очка могут
ослабить упомянутые последствия. Понимание физических процессов. про-
текающих в условиях максимальной гипотетической аварии, позволяет более
глубоко и целенаправленно оценить возможности ограничения распростра-
нения радиоактивных веществ за пределы реакторной системы
А. ВИДЫ НЕКОНТРОЛИРУЕМЫХ АВАРИИ
Общин комплекс защиты реактора состоит из основных и дополнитель-
ных систем аварийной защиты. Они должны включаться в случаях нарушения
нормальных условий работы реактора, когда рабочая система управления не
способна вывести реактор в безопасный режим по причине неисправности в
неи самой либо из-за слишком сильного возмущения. Тогда автоматически
происходит аварийная остановка реактора (вывод его в подкрнтнческое со-
пяДлТ ’ П°СЛе ЧеГ° °ДНа И3 систем Расхолаживания обязана не допустить
систомТХп^й?^08 ПР” остаточном тепловыделении. Если же отказала
2жи‘в*.п<я°CTaf,0BK" реаКтора не сработали системы расхо-
да неконтоотипурмиуЧ!ПаеТ“Я ,,еК0нтРо-’1ИРУем°й- Можно выделить трн Bu-
ll потное otcvt аварии> Разл,{чных по характеру своего развития:
1	полное отсутствие охлаждения после остановки пеактопа-
каД миХа™нН»по’и1аЖД'""е-В "роцессе Работы "ри одновременном от-
казе оевмиои и дополнительной систем аварийной бстаиоокв;
18.4. Неконтролируемые аварии
523
3	) nepei рев при превышении номинальной мощности за счет положи-
тельных эс]хрекгов возмущения реактивности при одновременном отказе ос-
нов гон и дополни 1 ель нон систем аварин ной остановки.
Каждый н < этих видов неконтролируемой аварин характер!! дуется специ-
фической иоследовател Ь11остью физических явлении, которые мы вкратце об-
судим, подчеркивая при этом характерные условия газоохлаждаемых БР.
Следует иметь в виду, что многие вопросы безопасности реакторов Б11, рас-
смотренные в гл. 15, 1(), в одинаковой мере приложимы и к газоохлаждаемым
БР. за одним исключением. Все эффекты, обусловленные свойствами жид-
кого натрия, не имеют аналога в газоохлаждаемых БР. Достаточно указать,
например, па большую теплоемкость натрия и способность его к закипанию
в отличие от гелия. Далее мы будем полагать, что читателю все эти факты
известны.
Б ОТСУТСТВИЕ ОХЛАЖДЕНИЯ ПОСЛЕ ОСТАНОВКИ РЕАКТОРА
Л’...р !ю подобного вида в газоохлажлаемых БР мы обсудим подробнее
по двум причинам. Во-первых, ее вероятность сравнима с вероятностями
других неконтролируемых аварий. Во-вторых, она специфична для БР
с i овым охлаждением. тогда как аварии, связанные с перегревом или с
не тоста точным теилосъемом, развиваются сходным образом в БР с гелиевым
и гагртвым теплоносителями.
Авария с отсутствием охлаждения приведет к разрушению активной зо*
hi . если предположить неисправность всех систем охлаждения. Чтобы прсд-
отвратнть расплавление оболочек твэлов, необходимо, чтобы работала хотя
бы одна охлаждающая цетля. Таким образом, постулируется одновременный
отка главной, аварийной и дополнительной систем принудительного охлаж-
дения и iiapynieHHe системы естественной циркуляции. Анализ показывает,
что вероятность наложения таких событий достаточно мала. Тем нс менее
необходимо подробное и лучение общих причин пенсправностей разнообраз-
ных компонентов защиты, поскольку, как оказывается, подобные неисправ-
ности возникают доколь но часто III.
Последовать ьность явлении в рассматриваемой гипотетической аварии
приведена па рис. 18.3. Вслед за остановкой реактора главные газодувки
продолжают работать некоторое время но инерции, предохраняя актив-
ную зону от пере! рева. I !ри этом в активной зоне сохраняется темпера г\ рное
поле, способствующее переходу к естественной циркуляции ia'.'i и сорвет-
ствующсмх пр(х|н1лк> потока по мерс затухания мощности газодувок. Этот
переходный э<})фект происходит гораздо быстрее в случае газового теплоно-
сителя по сравнению с натриевым, что связано с большим различием тепло-
емкостей того и другого. На этой стадии ожидав к .я интенсивное перемеши-
вание холодного и горячего газов в активной юие 121.
Картина распределения потока теплоносителя зависит от того, ирон юн-
дет лк так называемое опрокидывание циркуляции. Это явление состоит в
следующем Температура гелия в центральной части каждой сборки растет
быстрее чем в периферийных частях, где тепло расходуется па нагревание
стенок чехлов Горячий гелий движется вверх, покидает активную юну и
охлаждается в торцевой зоне воспроизводства в защите. Затем охлажденный
гелий входит в сборки и начинает двигаться вниз вдоль внутренней поверх-
ности стенок чехлов.
Может возникнуть другая картина, когда гелии движется вверх черев
центральные более горячие сборки и вниз через периферийные Реальное
распределение потока скорее всего будет определяться комбинацией рассмоъ
репных случаев. В результате ожидается интенсивный перенос тепла из го
рячпх областей реактора в холодные, что ведет к существенной задержке
момента плавления оболочек твэлов.
Геометрическая деформация активной зоны начинается с момента плав
ления оболочек твэлов. Материал расплавленных оболочек стекает вниз ц
застывает в нижней части активной зоны и в торцевой зове воспроизводства
образуя пробки в каналах 131. Топливо в оголенных твэла.х начинает кпо'
шиться. Процесс разрушения твэлов может сопровождаться изменением
реактивност)i реакгора.
Закупорка каналов в сборках ведет к определенным последствиям при
неполной закупорке продолжается некоторое охлаждение твэлов эд счет
18.4. Неконтролируемые аварии	525
ссте< i венной цирк) ляции гелия, что сдерживает процесс плавления топлива.
Если же таковом начался, расплавленное топливо стекает вниз по свободным
межтвэльным зазорам.
I 1меюи я Ki пернментальные свидетельства тому, что периферийные кана-
лы. при. id ающие к последним рядам твэлов вблизи стенок чехла, закупо-
риваются в после u।юю очередь, оставляя проход для расплавленного топли-
ва, по кранной мере на начальной стадии его плавления. Конвекция газа в
активной зоне способствует более сильной закупорке каналов во время сте-
калия жидкой стали. В связи с этим возникает опасность накопления в
активной юве расплавленного топлива с образованием вторичной крити-
ческой конфигурации. Однако этому противодействуют по крайней мере
два механизма.
Во-первых, остаются свободные каналы в органах регулирования. Во-
прос заключается в том, что расплавится раныпе: топливо или чехлы регу-
лирующих сборок? Коле» скоро образовалось жидкое топливо, сила тяжести
вынуждает его стекать вниз через любые щели. Отсутствие жидкого тепло-
носите, я облегчает этот процесс,
Во j горых. прогрессирующее плавление активной зоны сопровожда-
ется кс . м диввапием делящегося и поглощающего материалов, и скорее все-
го со ыю я надкритические условия еще до полного расплавления и сте-
кания топлива.
В § 15 6 рассматривалось важное для реакторов Б! I явление вскипания
жидкого топлива в процессе экстремальной аварии. В газоохлаждаемых
БР это явление маловерия тип из-за высокого давления и большого времени
развития аварии, ш которое интенсивность остаточного тепловыделения су-
щественно падает.
th мо1ря на наличие перечпслешилх факторов, препятствующих обра-
зованию вторичной критической массы, такая опасность все же сущест-
вует. Специфика здесь заключается в том (и отличие от аварии при отказе
аварийной защиты), что критическая конфигурация возникает путем за-
полнения некоторой емкости жидким топливом, и нрелшесгвеинпкп запазды-
вающих нейтронов к этому моменту распались. При этом спектр мгновенных
нейтронов отличается предельной жесткостью, поскольку в топливе пет за-
медлителя и. напротив, присутствуют поглощающисстержни. Эти особенно-
сти как-то влияют на последующий разброс топлива. Flo основным процес-
сом в рассматриваемой гипотетической аварии является изменение фазового
состояния топлива и его перемещение иод действием силы тяжести. Условия
критичности будут зависеть от того, с какой скоростью произойдет выход
топлива из активной зоны и какая геометрия при этом образуется. Иначе го-
воря. важным вопросом является обеспечение иодкрнтической конфигура-
ции и удержание расплавленного топлива.
в АВАРИЯ ПРИ НЕДОСТАТОЧНОМ ОХЛАЖДЕНИИ
Рассмотрим гипотетическую аварию, вызванную уменьшением потока
теплоносителя при работе реактора па номинальной мощносш в условиях
несрабатывания всех систем аварийной остановки (глушения). Существует
множество причин, которые могут привести к уменьшению потока теплоно-
сителя Некоторые случаи неисправностей имеют весьма малую вероятность
по отношению к единичной АЭС, однако их тоже необходимо предвидеть,
коль скоро мы собираемся иметь дело с системой АЭС. < реди ншичпых вещ
правностсй .можно отметить отключение электропитания всех основных га-
зодувок механические поломки, прекращение подачи питательной воды и
S26
Глава 18. Безопасность газоохлаждаемых БР
ПР В результате таких неисправностей происходит сравнительно медленн
п«енне Аамеш.я, так что быстрота срабатывания аварийно.. защиты в даа‘
ных случаях нс имеет значения.
в газоохлаждаемых БР проектируются две независимые и различающее,
ся между собой системы аварийной защиты В каждой из них задействовал,,
ряд поглощающих сборок (стержней), их общее колпчп гво равно примерно
20. Остановка реактора может быть обеспечена с равным ' iцехом той или
другой системой. Эффективность одного пли пары поглощающих стержней
достаточна для прекращения цепной реакции. Таким образом, рассматрц.
ваемая авария возможна лишь при условии полною отк. щ ооепх систем
аварийной защиты.
В описательном плане аварии при недостаточном ох.1аж епии в БР с нат-
риевым и гелиевым теплоносителями похожи. По этой прич! в 1нализе тгх
и других применяются общие расчетные программы (и очм р, s \SGAS)
Однако имеются и различия. Например, отсутствие натрия рг;. >дцт к тому,
что появляется взаимосвязь между быстрыми реактивно. г мп >ффектамн
и сопутствующими физическими явлениями, протекаюи в горячих»
каналах при недостаточном охлаждении и в «холодных» к < при всплес-
ке мощности.
Другая особенность БР с гелиевым охлаждением г давление,
из-за чего температура кипения жидкого топлива новый появляются
условия для стекания топлива из сборок с относительно ч энергоны-
делением, затрудняется вскипание топлива после ост. i реактора
Схема развития аварии при недостаточном ох л аж.	ривеаеиа на
рис. 18.4. Сплошными линиями показана ожидаемая iipi ti иная це-
почка переходных процессов, штриховыми линиями	жныс побоч-
ные варианты. Начальная стадия характеризуется интеш ч плавлением
оболочек твэлов. В это время поток теплоносителя можг. >«а щться до-
статочным для поднятия массы расплавленного металла в ю торцевую
зону воспроизводства, где эта масса застывает н закупорив^ каналы тепло-
носителя. Затем возможно оседание оставшейся расплавленной массы в ниж-
нюю торцевую зону воспроизводства.
Перемещение конструкционного материала вызывает и- житетьный эф-
фект реактивности и возрастание мощности реактора до \ р<>вня. примерно в
3J раз превышающего номинальную мощность. Доплеровский коэффициент
реактивности препятствует образованию критичности на мгновенных нейт-
ронах до тех пор, цока не происходит расплавления топлива I го стекание
nPliBCCT11 к образованию критической конфигурации и даже критнч-
™ВЛННЫХ неГ,тР°нах’ «° с небольшим избытком коэффициенте
оее fivпет uL"< >кндается’ что nP°uecc не разовьется в большой взрыв, ско-
Ня ппмч 1 хаРактсР сравнительно спокойного всплеска мощности.
сматриваемой1анЯпТ0ПЛ‘,Ва ” С Гел,1ев^ теплоносителем в течение рм-
Лрн пепехотеот ятмпМЛИЯеТ бо'1ЬШО€ Давление гелия (примерно 10 ЧПа).
жидкого-пппная сфф,,ог° давления к указанному темпсрапра кипения
топливо в Области MaSm^^ Д° 4650 К В° врсмя вс,|леска мощное"'
в такой степени что пили/- >Н° ,,ЛОТ,,ОСТ11 эиерговыделения разогревается
тнвной зоны и оседает в тппйоЛ1'Т ₽Г° вскипание* часть его испаряется изак-
приводит к отртшатетьной 3°“аХ воспРодзводства Процесс испарения
мощно™ пГрХ™	Ьвленно пиров топлива »
получается небольшой посЛт'ью? '6'5 Л,Па Ол||ако работа распирай»"
лоносителя 10 МПа ' КЛГ1.^ ‘ ьк- 0 ,а свершается против давления теп-
Дит в состояние пара' ₽	Т°Г°’ ЛИшь небольшая часть топлива пере*0.
18.4. Неконтролируемые аварии
527
Bl ^спявает^там'1 об»-тп’ ;iKlltn,,()il 30,11,1 13 ториевые зоны воспроизводст-
ва, застывает там. образея корковые наросты на тнэлах Устойчивость
этих корок зависит от скорости прогшкно'вення топлив в’тор, Ze зоны
а также условии застывания п ныбпж-ип-.т.а / юрисиыс юны,
.... 1"й iAnn i.u.	иыорасывання из межтвэльных зазоров (см.
и 1о). i5no.HK возможна закупорка последних,
, -Г? '1ХХи.,°?1 |,ассМотРен,,и поведения топлива необходимо учитывать
пХ кА г П	"?авЛе1,ия (3040 К) гг температуры кипения
( ’	1,1 ‘‘ • ‘11,1,1 ' 01а. Вследствие такой разпнны топливо в обла-
сти низкой плотности эперговыдслеппя находится в расплавленном со-
Рис. 18.4. Схема развития гипотетической аварии при недостаточном охлаждении
528
Глава 18. Безопасность
газоохлаждаемых БР
стоянии в то время как в области максимальной плотности эперговыде.
тения в состоянии интенсивного кипения и испарения. Поэтому к моменту
прекращения цепной реакции основная часть активной зоны должна состоять
х Конн жидкого топлива, просачивающегося вниз. Стекание жидкого
топтива происходит непосредственно вслед за стеканием расплавленных
обо точек твэлов, так что жидкая сталь в нижпен зоне воспроизводства „е
успевает застывать. Предполагается, что в этих условиях поверхность твэ-
лов внизу покрывается устойчивой топливной коркой, играющей рОДь
теплоизоляции. Это обстоятельство препятствует закупорке каналов в ниж-
ней зоне воспроизводства во время стекания расплавленного топлива, тем
самым уменьшает опасность образования вторичной критической массы.
При наличии давления закипания топлива за счет остаточного тепловыделе-
ния не происходит, поэтому рассмотренная картина протекания аварин мо-
жет расцениваться как благоприятная с точки зрения безо, сностн газоох-
лаждаемых БР. Более точные заключения можно сделать на основе стендо-
вых экспериментов с расплавленных! топливом.
Г. АВАРИИ, СВЯЗАННЫЕ С ПРЕВЫШЕНИЕМ НОМИНАЛЬНОЙ „ ОСТИ
Данная категория включает в себя аварин. вызванные иным вве-
дением положительной реактивности при отказе всех сист< рийной оста-
новки реактора. Изучение возможных многочисленны мин шыник-
новення положительной реактивности в БР с газовым ох нм показа-
ло, что все они не могут привести к быстрому вводу реакт юсти II). На-
пример, падение давления гелия приводит к медленному р реактивно-
сти со сравнительно малой амплитудой. Выброс регу лиру юз стержня за
счет избыточного внутреннего давления гелия не допускается г нструкцней
СУЗ.
Среди прочих причин можно указать попадание в активную зону воды
или пара, сейсмические колебания, эффекты нестабильное!? мпературного
ноля, возмущения в активной зоне, эффекты разностного дав. и ня. ошибоч-
ные действия оператора. Во всех этих случаях скорость нарастания реак-
тивности не превышает 0,1рэф/с.
При обсуждении аварин, вызванной недостаточным охлаждением, да-
вались комментарии относительно системы аварийного глушения реактора.
Эти комментарии остаются справедливыми и в данном случае. Отметим толь-
ко что в качестве критерия быстродействия системы можно принять время
выброса регулирующего стержня за счет внутреннего давления (поэтому
такое маловероятное событие и было отмечено выше).
Возможные последовательности процессов в рассматриваемой аварии
показаны на рис. 18.5. Сплошные линии соответствуют предсказаниям рас-
четного анализа, штриховые отражают менее вероятную схему, которую,
однако, нельзя исключить из-за неопределенности существующих знании-
DerviHnv^nrTJltnH4.HOrO начала аваРЖ{ рассматривают случайное поднятие
Щ Г ^ржня в условиях невозможности заглушить реактор. Да-
система о7М°АеЛ" ДаЮТ след>{ш^ю картину. Поскольку работает
перХы^оXn hPnT теш,еРатУРы оболочек твэлов отстает от роста тем-
давление на оботочк-v рп'Т расп-,ав-'1еН1‘я топлива возрастает внутреннее
из-за интенсннил-г Л’ ПеРВЬ1Х- 1{з-за объемного расширения, во-вторых,
быстро то на этом этяпрЫДе’1е1П1Я’ Реакт11ВНОСТь вводится достаточно
активной зоны Пш и 1 происходит разрыв оболочки в районе выхода из
ИХ ~ р^сппаалшш^ тпМ ВВ°Де вмоетн оболочка в .явится. В обо-
I • елейное топливо вовлекается в быстрый поток теллонойс

529
18.-1.
Неконтролируемые аварии
Впоц реактивности
Ппавтенис топлива
•I ТВ оболочки
Закупорка
каналов
Рост давления
на оболочку
I 'азрыв вход-
ной области
Отказ систем
аварийного глушения
ри
1 южительмая
Л
[ Подкритлчпость j
Гопплво к.птпт
и I взбрасывается
Топливо кипит
к разбрасываете я
Топливо ушло
пз активной золы?
Лет
Критическая
конфигурация
Рис. 18.5. Схема развития аварии при разгоне БР с газовым охлаждением
Рост мощности
Временная
гтодкритичиость
Ла
' Разрыв в выход-
X ной области?
Отрицательная
пеактивность
I оггливо
разбросано?
Да
теля распыляется там л приобретает вид мелкого песка, который непрерыв-
но выдувается из сборки. Данный механизм удаления топлива hi активной
зоны препятствует образованию критической конфигурации па стадии плав
ления топлива, если только работает система прокачки гелия через актив
нуюзову.
530
Глава 18. Безопасность газоохлаждаемых БР
18.5.	ЗАЩИТНОЕ ОКРУЖЕНИЕ
Концепция безопасности БР с газовым охлаждением предполагает ца.
тичне X основных барьеров, препятстйующпх распрострапен.ио рад1|0.
Хвных веществ: корпуса высокого давления из предварительно на11ря.
женного бетона (см. рис. 17.3) и защитно.! оболочки. Пос .единя состоит из
внутренней герметичной оболочки и внешнего бетонного покрытия. Подоб-
ное защитное окружение проектируется исходя из опр. пленных требова-
нин безопасности на случаи аварий без разрушения активной зоны. Так,
конструкция корпуса высокого давления рассчитывается таким образом,
чтобы при разрыве гелиевого контура .максимальная площадь разрыва не
превышала определенную величину. Тем самым заранее о. раничнвается
максимальная скорость падения давления. Другое требование касается
давления в полости корпуса: оно не должно превышать макса мяльного про-
ектного предела. Типичные требования к зашипи и оболочке • .едующие.
Она должна обеспечивать внутреннее давление гелия, достаточное для ох.
лаждения активной зоны при падении давления в главном К". туре Вво-
дится предельно допустимое значение утечки гелия. Наконец. чнтнляобо-
лочка служит барьером, препятствующим распространению р ии'.активных
продуктов в случае их выброса из активной зоны
Защитному окружению отводится также важная роль граничения по-
следствий максимальной гипотетической аварии Прежде всего tp.-дставля-
ют интерес такие вопросы, как ограничение и локализация больших энер-
говыделеннй, удержание массы расплавленного матери; ia явной зоны,
ограничение выхода радиоактивных газов и аэрозолей в окруиную среду.
Рассмотрим эти вопросы более подробно.
А. ЛОКАЛИЗАЦИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ
Железобетонный корпус реактора способен противостоят быстрому вы-
делению большого количества энергии Количественное сопоставление проч-
ности корпуса и масштабов возможных энерговыделеннй является предметом
специального анализа. Прежде всего следует оценить величину механичес-
кой работы, связанной с повреждением корпусной конструкции главного ох-
лаждающего контура в процессе расплавления и перемещения материалов
активной зоны. Эта оценка зависит от типа аварии. Например, авария с
превышением мощности и последующим расплавлением активной зоны про-
текает без существенного превращения выделяемой энергии в механичес-
кую работу.
В аварии, связанной с уменьшением расхода теплоносителя н отказом
системы аварийной остановки, доминирующими процессами являются ки-
пение и испарение топлива в каналах с максимальным энерговыделением и
его стекание в каналах с меньшим энерговыделеннем. Прн давлении гелия
в главном охлаждающем контуре около 10 .ЧПа давление паров кипящего
vr’nL\Ba превосход,,т Указанное значение, но не более чем в 2 раза. В этих
vlv’o,KaK показывают расчеты в адиабатическом приближении, потен-
уега-1ж™-а«11тССКОИ Работы невелик, составляет лишь несколько десятых
кам бетпниг г/аде€ Т0Г°’ механнзм передачи энергии от активной зоны к стен-
(гепия! ак^к1оа^РПуса посРедством идеально сжимаемого рабочего тела
тится в массивш??Я малоэФФектКВИЬ™ Значительная часть энергии погло-
кого коппсся иг. .. КОНСТРУКЦ,,ЯХ внутренней защиты В итоге стенки бетон-
ного дав гения и!Шывают Узренную нагрузку за счет повышения статнчес-
давления. но не будут подвержены действию ударных волн.
18.5. Защитное окружение
531
В р ли м.'ириваемои аварии с недостаточным охлаждением следует обра-
тить внимание на одно физическое явление, приводящее к увеличению энер-
говыделении в активной зоне. Оно заключается в том, что заполнение жид-
ким топливом каналов охлаждения приводит к радиальной однородности
активной зоны и соответственно к уменыпегино вероятности попадания ней-
трона и ’ активной зоны в боковую зону воспроизводства. Данный эффект
вызывает положительную реактивность в момент затухания прочих пере-
ходных процессов. Однако чтобы этот механизм сработал, необходимо
выполнение двух условии 15. Gl. Во-первых, время формирования радиаль-
ной однородности должно быть очень мало, существенно меньше 0,1с.
Во-вторых, необходимо, чтобы этот процесс протекал при температурах, по
крайней мере на 500 'С ниже, чем температура кипения топлива. В настоя-
щее время трудно сказать, в какой мере эти условия выполняются. Рассмат-
риваемый эс|хфскт играет роль не только в БР с газовым, по также и с нат-
риевым >х гаждснием. Поэтом) дополнительные экспернменталыняе данные
по эк и проблеме имели бы важное значение.
В и -стеднее время рассматривался вопрос о величине механической энер-
гии. вы вобождаемон в авариях при отсутствии охлаждения после глушения
реактора. Было показано, что для уменьшения опасности механических
разрушений в этом случае необходимо предусмотреть специальную конст-
рукнию нижней части реактора, с тем чтобы воспрепятствовать образованию
вторичной критической массы при медленном расплавлении и оседания топ-
лива в подьрнткческом реакторе. Критичность может наступить лишь прн
условии, что расплавится значительная часть активной зоны и закупорка
каналов затруднит растекание жидкой топливной массы. Закупорка мо-
жет быть вызвана, например, застыванием расплавленной стали в нижней
торцевой юпе воспроизводства. В настоящее время образование вторичной
критической массы полагают возможным, несмотря на существование меха-
низмов. препятствующих этому (вытекании жидкого топлива через кана ты
О 1. попадание в топливо Поглотителя нейтронов)- Предварительные
оценки |7| показывают, что в случае возникновения условий критичности
механическая работа по разрушению конструкции реактора составит не-
сколько сотен миллионов джоулей. В виду отсутствия жидкого теплоноси-
теля большая часть этой работы будет затрачена па деформацию активной
зоны, и лишь небольшая часть энергия будет передана бетонному корпусу.
Последний может поглотить гораздо больше энергии ио сравнению с вы-
деляемой в неконтролируемых авариях. Гак, но оценкам [81, корпус in
предварительно напряженного бетона в проектах газоохлаждаемых
способен противостоять выделению энергии порядка 2(100 МДж. В ANL бы-
ли проведены расчеты прочности корпуса из предварительно напряженного
бетона применительно к защите реакторов Ы1. При наличии натрия в ре-
акторе нагрузка па корпус во время неконтролируемой аварии резко усиля-
вается. Оценки показали, что в этом случае корпус способен поглотить
эпергиюоколо 10 000 МДж. ле обнаруживая при этом заметших повреждении.
Полагают, что запас прочности бетонного корпуса но отношению к энергии,
передаваемой па его стенки во время неконтролируемой аварии, составляет
два порядка. Кроме того, нагрузку на корпус в припиши? можно уменьшить
путем сброса избыточного давления через аварийные клапаны. Однако такая
мера нежелательна из-за выпуска радиоактивных продуктов деления и про
золей Поэтому картину аварии целесообразно рассматривать в варшшге
несрабатывания системы аварийного сброса давления.
532
Глава 18. Безопасность
газоохлаждаемых БР
Б. ВНУТРИКОРПУСНОЕ УДЕРЖАНИЕ РАСПЛАВЛЕННОГО ТОПЛИВА
При разработке проектов БР с газовым охлаждением большое вннмаИце
удетяпось защите от проникновения расплавленного топлива в окружаю-
щую среду. Рассматривались варианты удержания топлива как внутри га-
зоохлаждаемон полости, так и за ее пределами. 11ре дпочзспш было отдано
первым вариантам, поскольку они более соответствуют типичным конструк-
циям газоохлаждаемых БР с корпусом из предварительно напряженного
бетона Предполагается, что корпус опирается на массивное бетонное осно-
ванне толщиной около 5 м, изолированное от центральной полости. Эта
изолированное от центральной полости. Эта
и другие полости, а также каналы охлаждаю-
щих контуров имеют стальное покрытие, иг-
рающеероль защиты от теплоносителя. Оно
снабжено тепловой изол я ши п с внутренней
стороны и имеет две независимые системы ох.
лажден!ия со стороны бетоннсн стенки, как
показано на рис. 18.6 В цел- м охлаждаемое
защитное покрытие представляет собой тепло-
вой барьер, предусматриваемый в реакторных
конструкциях с бетонным кор г усом. Именно
этот тепловой барьер послу жил отправной точ-
кой в поисках решения задачи послеяварий-
кого удержания расплавленного топлива в
газоохлаждаемых БР. В качестве улавливаю-
щей емкости (поддона) может быть использо-
вана нижняя часть центральной полости под
активной зоной. Реализация системы после-
аварийного удержания расплав.ьиного топ-
лива предполагает выполнение следующих
условий:
1) процессы расплавления и стекания топ-
лива не должны приводить к повреждению
Рис. 18.6. Элементы защитного
слоя:
/ — гелий; 2 — внутреннее металли-
ческое покрытие; 3 — термоиаоля-
цпя: 4 — защитный слой; 5 —воз-
душные каналы; 6 — сварные креп-
ления; 7 — каналы водяного ох-
лаждения; 8 — бетон
системы охлаждения защитного г крытня;
2)	максимальная температура защитного покрытия при сборе топлива в
поддоне не должна превосходить некоторого предельного значения, опре-
деляемого термической стойкостью материалов покрытия;
3)	необходимо обеспечить скорость теплоотвода, при которой отсутству-
ет закипание охлаждающей воды;
4)	не допускается перетечка жидкого топлива нз центральной полости в
боковые полости через каналы охлаждающего контура
'	?ловие 1 обеспечивается благодаря механической н тепловой защите
системы охлаждения. Остальные условия обсуждаются ниже
тошим ТмТт'- к°нцепцШ| внутри корпусного удержания расплавленного
вапиянта 7 L03/laHHe неповреждаемого защитного слоя, выбор основного
должна удовлртаппят1 к^п- са н Установление требований, которым опа
нення начальных- v-in’.r™ ЭТ°Г° необходНА|° определить диапазон изме-
знать обьем активной ?НИ В раэличных типах аварий. Прежде всего важно
как на начальной стя’пшЫ’ В котором происходит расплавление материалов
зависимостиХпя Sn аВарИИ' ТЗК ” В иоследунлиий период времени, в
кого топлива с нанболылей^п0 “роцесса- Большие количества расплавлен-
с недостаточным охлаждением^он'ш °бразуются в авариях, связанных
иия после глушения реактоо . Н	реактоРа с отсутствием охлажде-
Р р . В авариях первого типа расплавления топлн-
18.5. Защитное
окружение
533
ва u боковой зоне воспроизводства не ожидается, поскольку переходный
процесс обусловлен энерговыделенпем за счет реакции деления и системы
отвода оста точною тепла предполагаются работающими. В авариях с
отказом -л их ст юм переходный процесс развивается медленнее и определя-
ется остаточнымтепловыделением. Первые ряды сборок боковой зоны вос-
производи 1ва, I де тепловой ноток за счет остаточного тепловыделения имеет
примерно такую же величину, как в активной зоне, в этом случае могут рас-
плавиться. Процесс расплавления зависит также от того, произойдет ли
закупорь.। каналов расплавившейся и затем остывшей сталью.
1 рх цю оценить, сколь далеко распространяется область плавления по
высоте активной зоны и будет ли плавиться опорная плита. Неоднозначность
связана с л. что жидкое топливо может стекать вниз разными способами —
через bxo ihi.iv отверстия сборок и каналы нижней торцевой зоны воспроиз-
водства .тиб через каналы СУЗ. Если при этом не произойдет накопления
топлива в нижней части активной зоны, ее опорная плита вряд ли распла-
вится.
|1<х н I тискания жидкого топлива в нижнюю часть центральной поло-
сти корн . происходит распространение накопленного и выделяющегося
тепла вш х к опорной плите активной зоны. Ее разрушение и плавление
увеличив .тобьем расплавленного материала. Поскольку этот процесс идет
с ногл ц||спием тепла, момент достижения максимальной температуры за-
щитной > точки запаздывает. Обычно в расчетах исходят нз того, что пла-
вится в екает вниз весь материал от плиты до верха тепловыделяющих
сборок активной зоны и первого ряда сборок боковой зоны воспроизводства.
Кош трукштонная проработка различных вариантов удержания расплав-
ленной. топлива в центральной полости проводилась специалистами ФРГ
(|0| и США 11II. Были изучены различные варианты с введением жаропроч-
ного керамического слоя, ванны с бурой, урановой ванны и стальной ван-
ны При том использовались аналитические методы расчета, например эм-
пирическая модель Ьз-йкера I12I. В ней описывается распространение тепла
в бассейне с внутренними источниками в двухмерной геометрии на основе
мехами зма теплопроводности вблизи стенок бассейна и механизма излуче-
ния со стороны поверхности жидкости.
В варианте ванны с керамическим слоем (см. § 16.5) используются туго-
плавкие материалы, благодаря которым защитная оболочка приобретает
роль тнгс.тя. Таким образом, стенки ванны не подвергаются плавлению и не
реагируют с материалами расплавленной массы. 11ри нормальной эксплуата-
ции реактора такая конструкция стенок отличается хорошими защитными
качествами. Для БР с газовым охлаждением данный вариант может быть
применен почти без изменений. Толстый керамический слой может погло-
щать тепло в течение примерно 30 ч после расплавления активной зоны. Мак-
симальный тепловой поток, образующийся в конечном счете в .защитном
слое, сравнительно невелик, так что, несколько усилив его охлаждение, мож-
но обеспечить равновесное состояние системы. Однако температура рас-
плавленной массы топлива получается большой, около 3()(iO С, что бди зко к
температуре кипения. Основной недостаток этого варианта заключается в
том что около GO 80 % остаточного тепловыделения сопровождается пере-
носом тента с поверхности жидкого топлива в центральную полость бетон-
ного корпуса Чтобы обеспечить соответствующий теплоотвод, необходима
работа основных охлаждающих систем. В случае их выхода из строя аварий-
ная ситуация усугубляется.
Вариант ванны с бурой был предложен в [131. По замыслу автора, сталь-
ные герметичные контейнеры, заполненные борсодержащим материалом
газоохлаждаемых БР
534
Глава 18. Безопасность
\а R О (6vpa), плотно укладываются в ипжнен ч.кчп центральной пОло
Помпотагается. что поме раегглаыенпя активно,, зоны ок, „;,„„е то
м<-™га в жалко,', буре. Растворение до.™ ж. „роисто;,,,т,. „р„ рэ »
ннГХнных контейнеров. т. о. при температуре „ламе,,,,,, стали. ,0 '
XS растворе,,.,,, «жт в«м» ,,„т«,с„вно_ с еожале,,,,»,. темпер, «
кипения боры сравпнтельпо низкая, около < П< атом, „а гра|1Н|[
между топливо» II бурой МОГУТ возникнут,, „рослопки паров буры. По
этой причине некоторая часть топлива и стали может погрузиться в раст.
вор без растворения.
Были также опасения, что промежуточные с юн стали будут препятст.
вовать полному растворению топлива. Для проверки и теи были проведем
моделирующие опыты с небольшими количествами материалов I13I Было
показано, что процесс растворения 10. действительно ндгт в присутствии
стали. Низкая темпаратура раствора приводит к тому. то тишь небольшая
часть тепла (20- 30 "о), образующегося в ванне за счет очного тепло,
выделения, сходит вверх. Поэтому тепловые потоки ня б» в ю и нижнюю
часть ванны сравнительно велики. Тем не менее \ станот я* i ‘ксимального
теплового потока, по расчетным опенкам, ирон >йдет	и чем чери
10 ч с момента расплавления активной зоны. Слел\<	» в виду, что
стальные контейнеры с бурой испытывают большое в	давление и
должны конструироваться с учетом этого. Возможна к<	ня вентили,
руемых контейнеров, однако ее недостаток заключает	ногти попа-
дания влаги внутрь контейнера, а также в выхо ic i:aj
В варианте ванны из тяжелого металла пре ;
металлический урановый сплав с высокой плоти к тыо н н ► мпературой
плавления. Ожидается, что после расплавления акгнпштй	в кгчс обра-
зуется жидкий тяжелый металл, содержащий в в> iivHH ч цы твердого
топлива. Степки ванны должны состоять нз пер.ючлаз и оси тяжелого
металла. Главное преимущество этого варианта заключится в том. что
жидкий тяжелый металл заполняет поры н трещины в к рхкнии ванны
Тем самым затрудняется проникновение расплавленной ценного топ-
лива, которое привело бы к локальному возрастанию теплового потом
вблизи защитного слоя. Изучение теплопереноса показало, что отвод теп-
ла от ванны с жидким тяжелым металлом можно обеспечить при темпера
ре, изменяющейся в достаточно широких пределах Однако данный вариант
страдает следующими недостатками: большая стоимость треб, елюго урана,
опасность проникновения в ванну воды в случае повргжчния щщнтного
слоя, возможность коркообразован и я из тяжелого металла, затру дняюшел»
осаждение облученного оксидного топлива. Кроме того, урановый сплав
обладает низкой теплоемкостью, поэтому, например, пя щтырехчасовай
аккумуляции тепла требуется слон уранового сплава толщиной 2 м. Пр8
нормальной работе реактора необходима защита храпового слоя от нестрой-
ного излучения и от ^окисления за счет влажности.
ариант стальной ванны основан па использовании в качестве поглоти*
* .	,ьш?” массы стальных пластин, которые плавятся вслед за
onr-iMiv,,, °Н0И’ °°раз-УЯ ва»ну нз жидкого легкого металла В отличие от
опускается™ вар,1анта зде5ь расплавленное топливо, как более тяжелое,
тонного ког ,п ЛН0/Да’1ЬНО1< м,шы- Между сталью и защитной оболочкой бе*
воявление^гопяииуе0^Хад1Пт)ВВеСТН *аРО11Р°чный слой. чтобы предупредив
крановой по tow ”ятен* Тепловая емкость стальной ванны больше, чем
получаю/ я ниж/ П-1’°Тв Г|ОТОК” ” температуры вблизи защитногослоя
может быть пеати1^ННг Л вар"ант- как и вариант с керамическим слоем.
Р ан без больших дополнительных затрат и конструки»-
18.5. Защитное
окружение
535
<”|НЬ1Х 'ппо^	проекте газоохлаждаемых БР с корпу-
сом ИЗ предгмрте.шно напряженного бетона.
|аб.1ииа 18.2 позволяет сравнить четыре перечисленных выше варианта.
Первый in них (керамическнн слон) является наиболее простым, однако
его раоовч посо >но< п. швисят от эффективности отвода распространяющегося
вверх ren.i.i арп.ныы ванны с буроп н урановой ванны характеризуются
большой аккумулирующей способностью, по требуют существенных конст-
рукционных проработок п экспериментальных исследований Наконец, ва-
риант  iHHoii ванны представляется компромиссным. Напрашивается так-
же мысш сочетать достоинства вариантов урановой и стальной ванны. В этом
комбинированном варианте основание выполнено из тяжелого металла,
сверху накладывается стальной слон.
Таблица 1К2 Варианты удержании расплапленного тонлипа
П ipAMvIp	Варианты			
	Керн МИМС* cxiifl СЛОЙ	Вапкл с бурой	ypdiion.iM каппа	Стальная панна
Темне pm , pit в ванне С	Высокая ’(>3000)	J1нзкая (1427)	11ц жая (>1200)	Средняя (> 1500)
Температур^ • пцитниги Слип. С	11 in кая (150—200)	Высокая (300—400)	Высокая (280 -360}	Средня я (250 300)
Время tip лрнвновссиоА аккумуля- ции тепла, ч	Большое (20 40)	Среднее (6-10)	Малое (3- 4)	Среднее (6-10)
.Млк» нмальный тепловой поток в ТЛШНТИОЙ •боЛОЧКС. кВт М’	НиткяА (50- 100)	Высокий (200- 300)	Высокий (200 -300)	Средний (J 50-250)
Доля ОТВОДИМОГО вверх ТГ|П»	Большая (0.6 -0.8)	Малая (0.2—0,3)	Средняя (0.3 0.4)	Малая (0.1— 0,3)
Т[хбуемая высота центральной ПОЛОСТИ	Малая	Большая	Большая	Большая
Требуемые конструкционные из- менения традиционной конструк- ции	Малые	Большие	Большие	Малые
Потребность в желернмеитальиых исследованиях	Небольшая	Большая	Большая	Средняя
Опасность образовання вторичной критической массы	1 ^большая	1 (еболыпая	Нужны ис- следования	Нужны ис- следования
Контроль условий	Средний	Слабый	Удовлетво- рительный	У (ОВДс гво рятельный
Проникновение облученного топ- лива н трещины	Есть	Есть	Нет	Есть
Стоимость	1 Ввкая	Средняя	Высокая	1 hr шан
Недостатки при нормальной рабо- те	Нет	Есть	Есть	Нет
536
Глава 18. Безопасность газоохлаждаемых БР
Таблица 18.3. Характеристики материалов комбинированного
варианта жидко металлической ванны
С л oil	Материал	Толщина нижнего слоя, ,м	
Жидкий металл	| Нержавеющая сталь	0.33	0,33
Тяжелый металл	Сплав обедненного урана	0.03	0.05
Жаропрочный слон	MgO + в<с или графит + В«С Слов кварца (под графи- том)	0.25—0,3 0.3— 0.4 0.05	0,15—0.20 0.15—0.20 0.05
Комбинированный вариант схематично показан на рнс 1К 7. В конструк*
дни ванны имеются три слоя: жаропрочный, урановый я ( :а.:ьной. Их ™.
личный состав н толщина, полученные в тепл’офнзнчески i четах исходя
из требовании к конструкции, приведены в табл 18 3. H, р. колнчест-
во стали было определено таким образом, чтобы время v яцнп тепла
образующегося при остаточном тепловыделении, до и. кия равном/
ного состояния составляло 10 ч при условии, что равш температура
Рнс 18 7 ( гема комби-
нкромнного мрлднта
жкдкпмет л 1 тческой
ванны:
t саобцдмм* ri м;
псрныА 'in «з(1	• слой;
3 — Тжжглмй металл; <
жаропрочные слоД. Л —. »•-
щитмый слой и гмгтемл «
лвждсмк*
жидкой стали НС ЛРСВОСХОПНТ 9ПЛЛ °C п .. „
бран сплав, содержащий	С-' В Качестве тяжелого металла был аы-
должно бы™	тяжелого металла
блоках, чтобы предотвоатит‘?Лпп^ПОЛНеН,,Я зазоРов » Г10Р и жаропрочных
затруднить их всплытие R Р'’ННК1,ОВС",!С в »»х облученного топлива и
использована смесь жжрнлй .. ССТВе ЖаР0,1Р°Чного материала может быть
фита. Поскольку графи? обтаТ^3*”' (°КС-ДЭ магн,”0« карбида бора и гра
оболочку следует нзолиппкэт/ Д *?Р0Шеи теплопроводностью, защитную
кварца толщиной 5 см ' >Т гРаФита дополните/i иным слоем плавленого
исном	изображена комбинированная ванна в равно-
входят материалы как актим/й му,1яции тепла). В состав нижнего слоя
кие расчеты проводились r 3011Ь<' ™к и Сте|,ок ванны Теплофизичес-
ва и стали с использованием • /Х М0Де,1и РазДеленных жидких масс топли-
эмпирических соотношений 111] Для ванны
J8.5. Защитное окружение
537
цилиндр! г чес коп формы с отношением
имеют вид
высоты к диаметру 0,25 последние
Nulin- 0,414 Ra^ro;
Кф.с 0,163 R<i?’* 2‘H;
NuBlt^J,l2Rao.'O3(

где NuI)n. Nul(fi, средине числа Нуссельта для направлений вверх,
вбок и i <нз t)<)i вггственно. Внутреннее число Рэлея Ra( определяется фор-
му.’юн ( j j II). Характеристики жидких металлов содержатся в справочни-
ке Hol. Н ‘которые исходные данные и расчетные результаты даны в табл.
18.4.
Рис I	'аанопсснос состоя*
пне ко	кропан нои пянны с
теплое. I опием Q-7.6 МЙт
(после 10 ч аккумуляции теп
ла):
/ — СМ V V ГЛ С род II || Карбиде б<|.
pi Г1рц : -»пе|1«прг 1-ЦЮ С; 2
стяль при темпграт^рг 2000 *С;
Л вер’и*Л коркотиЛ слой т<шлп
Я* при температуре 2000 С; /
• и двое т кил во при тем иг р4 орг
.”4V> с. — пнжпно сло/« гоплняя
при темпер-TVIX* 1600 2000 с. *
• щпгныА слой
В приведенной конфигурации ванны верхний отвод тепла не превышает
2(1 % общего остаточного тепловыделения 7,6 МВт. Боковой отвод тепла
составляет около И ?п. оставшаяся часть тепла уходит вниз. Тепловой но-
ток вблизи защитного слоя достаточно однородный, его максимальное зна-
Таблица 18 4 Результаты расчета равнонсспого состоянии
комбинированной жилкометаллнческой панны
Время пред равновесной аккумуляции тепла, ч
Равновесное остаточное тепловыделение, .МВт
Равновесная температура стали, °C
Скорость отвода тепла, .МВт:
охлаждения защитного слоя,
теплоотдачи от воды к за-
. °C
вверх
а стороны
вниз
Температура волы в системе
•с
Эффективный коэффициент
шнтному слою, Вт/(м*°С)
Температура жидкого топлива
Толщина верхней топливной корки, см
Толщина нижней топливной корки, см
Тепловой поток в боковом защитном слое, кВ г/м
Тепловой поток в нижнем защитном слое, кВт,м
Температура бокового защитного слоя, С
Температура нижнего зашит кого слоя, >
Средняя температура материалов защиты, с	О1|ЛГ,Ь
Максимальная температура ма п<езнового жаропрочного
слоя, °C
10
7.0
2000
1.52
3.31
2.75
80
795
2865
2
6
95
61
250
190
1400
2000
538
Глава 18. Безопасность
газоохлаждаемых БР
чение (95 кВт .ч2) достигается на боковой части. Общий макснмальщ 
вод тепла системой, охлаждающей защитный слой, составляет 6 MBt* °т’
в 10—15 раз превышает тепловую нагрузку при нормальной работе pear Что
Естественно, подогрев воды'существенно увеличивается, и ее рас.хо/На-
ходимо увеличить в несколько раз.	Не°б-
Расчеты показывают, что максимальная температура защитного г
этих условиях не превышает 250 С. Полагают, что рассмотренный в- 10н 8
комбинированной ванны для послеаварпйного удержания расплав^Г1а,,Т
Рнс |К9 Г мгтрня црц
тральной р*»п< юг । оА по
лоетн ляп тгнлофюиче’
/ —> 11ЯПД	л
n'l.lifUTr
д«жденмч J
TUfiltoQ .. .11
т»ПЖ><лст к
М«« 1Л<Ц««Тв.
Лптт* <Т» *
ивО r»<j %
ЫгТвЭДг*'< *
топлива технически осуществим в рамках существуют » технологии п-
доохлаждаемых реакторов, бетонный корпус к.в-рых снабжен защитным
слоем.
Теплоотвод от верхней части полости должен обеспечиваться обычными
средствами, предусмотренными в традиционно-.- проекте ЬР г ювым охлаж-
дением. Для геометрии полости, изображенной на рнс 18 9. двухмерны»
теплофизический расчет показал, что при равновесном состоянии ванн
необходима скорость теплоотвода вверх, равная примерно 2 ЧВт. чтобы огес
печнть безопасную температуру стенок полости ниже 8' > (. Сказан
тепловая нагрузка складывается из двух компонентов Во-первых, вкл
в тепловыделение дают благородные газы и летучие продукты деления,
кинувшие ванну. Во-вторых, происходит перенос тепла из ванны в верхи
часть полости. При недостаточном отводе тепла температура конструкт
превысит 800 С, что приведет к разрушению стенок и увеличению РасПЛ®
ленной массы. В принципе такая ситуация допустима, если не будет про-
исходить переполнения ванны и перетекания жидкого мета t та через соедн
тельные каналы в боковые полости. Верхний отвод тепла обеспечивает
за счет работы системы охлаждения защитного слоя центральной и ДР)Г_
полостей и за счет естественной циркуляции газа в дополнительной си
ме охлаждения активной зоны.	_
В разработке системы послеаварпйного удержания расплавленного
лива важное значение имеет совместимость материалов. Экслерименталь
информации пока на этот счет недостаточно. Имеются данные 11б1.сви^т |(
ствующие о совместимости UO2 и MgO вплоть до температуры 2000
18.5. Защитное окружение
539
вЬ1,1К -irnroirni' oVmpthV'i1 ''’',,|'>Ке ,сз1,ыми сплавами является предметом
,,ССЛС'г" т чтем МРХ-.И в09можн°е взаимодействие UO.. и MgO можно
ограничить (цтем механического крепления блоков MgO. препятствующего
их всплытию в более плотной жидкости	У
Важным параметром является время аккумуляции тепла до выхода в
равновесное состояние. Дело в том. что требуется по крайней мере иесколь-
ко часов, чюоы о(ж печгпь необходимый режим теплоотвода от жндкометал-
лнческон ванны.
Коншиим । шп.ша вар ни ио то удержания топлива в жидкометаллической
ванне не яь. гнется единственной. Роль приемника тепла может играть мас-
сивная иижг ч.н. 11э самого бетонного корпуса. Его конструкция обеспечи-
вает задержку топлива в течение многих суток и может выполнять роль
поглотителя тепла сочень низкой удельной мощностью. Однако проблему со-
создае! ра ь»женпе н растворение бетона жидким топливом, в результате
чего шипи к.нот продукты взаимодействия, являющиеся источниками допол-
пительной • ясности. Прежде всего из бетона выделяется вода, реагирую-
щая со сга л.ю с образованием водорода. Последний в течение нескольких
суток создп т в рывоонасную обстановку, если не принять меры по его вен-
тиляции Кроме того, в состав обычного бетона входит соединение СаСОэ
(известняк), которое раглагаегся па СаО и С()2. Чтобы углекислый газ не
создал Сю ’много давления, необходимо обеспечить его выпуск. Другой спо-
соб npt" to ; ния этой трудности — псиользованнс бетона со спешгальным
составом
В ЗАЩИТА ОТ ВЫХОДА ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ И АЭРОЗОЛЕЙ
В программе развития гадоохлаждаемых БР задача зашиты окружающей
среды от радиоактивных продуктов делении и аэрозолей решается на осно-
ве конструкционных проработок защитного окружения реакторов БН. Хотя
работы в этом направлении не свершены, создание падежной вторичной
оболочки. способной задержать большой выход радиоактивных продуктов,
представляется возможным. Требования к ней регламентируются националь-
ными радиолог нчсски.ми нормами обращения с расплавленным топливом
в случае максимально гипотетической аварии* В основе этих норм лежит
требование ненревышения предельно допустимых доз облучения основных
человеческих органов (например, костных и легочных тканей) в результате
утечки радиоактивных продуктов. Внимание специалистов сосредоточено
в первую очередь на возможных причинах нарушения нело< гное г и защитной
оболочки В этом отношении газоохлаждасмые БР имеют ряд перечислен-
ных ниже специфических особенностей, отличающих их оз реакторов БН.
1	Прочный и массивный корпус из предварительно напряженного бе-
тона не может быть подвергнут разрушению взрывного тина (с разлетом
осколков конструкции) в результате большого энерюиыделепня.
2	Место возможного выхода радиоактивных продуктов деления п аэро-
золей заранее' известно. Таковым является канал аварийного клапана
сброса избыточного давления. Поэтому имеется возможность установить
систему улавливания негазообразных радиоактивных продуктов.
3	. Одновременный выход гелия не представляет опасности в пожарном,
радиационном или каком-либо другом отношении.
4	Защитная оболочка конструируется с расчетом на максимальное дав-
ление возникающее при полном выходе гелия из корпуса реактора. В при-
еутствии гелия в качестве разбавителя предельно допустимая взрывоопас-
ная концентрация водорода может быть увеличена.
540
Глава 18. Безопасность газоохлаждаемых БР
5	. Значительная часть иода и топливных аэрозолей в реакторах БН
жнвается натрием. В газоохлаждаемых БР этот механизм отсутствует'^
уже отмечалось, выход радиоактивных продуктов нз корпуса реактора Хак
но ограничить их улавливанием в канале выпускного клана па.	Р Х|0**
В заключение отметим, что методы анализа защитного окружения
охлаждаемых БР полностью аналогичны методам,используемым для п,Газ°‘
ров БН. Ряд физических эффектов, таких как давление горячего г'аКто’
оболочку, тепловая нагрузка за счет первичного остаточного тент'33 На
ления и рекомбинации водорода и т. п., рассчитываются по прогр 'ВЬгде'
заимствованным нз арсенала методов анализа высокотемнепатспшL ЧМам'
вых реакторов.	х Газ<>
вопросы для ПОВТОРЕНИЯ
того, что последствия аварии БР
18.1.	Какая допускается вероятность того, что пос .в дет ня аварии БР с
газовым охлаждением окажется не более тяжкими, чем при максималь
ной аварии ЛВР (по данным табл. 18.1)?
18.2.	Опишите рассматриваемую в проектах газоохлаж. т'Х БР аварию,
связанную с падением давления.
18.3.	а) Какова максимальная температура оболочки т ри г.новом ох-
лаждении в аварийных условиях естественной ркулицин?
б)	Какое минимальное давление гелия необходг > ржнвать для
эффективной работы системы естественной цирку. и •?
18.4.	а) Почему авария, связанная с отсутствием ох i-ня после глу-
шения реактора, считается более серьезной в г. ждаемых ЬР.
чем в реакторах БН?
б)	Какова роль СУЗ и систем охлаждения в ава| этого типа?
18.5.	Почему взаимодействие топлива с теплоноентс лем игр. важную роль
в безопасности реакторов БН, но не ЬР с газовым ->х тжденивм?
18.6.	Перечислите основные требования к конструкции б и иного корпуса»
защитной оболочки.
18.7.	Охарактеризуйте роль основных компонентов защити экру жения га-
зоохлаждаемых БР при максимальной гипотетической звл| ни
18.8.	Каковы основные различия в функциях защитного окружения реакто-
ров БН и газоохлаждае.мых БР?
ПРИЛОЖЕНИЯ
Приложение А
сводка данных по быстрым реакторам
____________________________ Таблица АД. Первые экспериментальные быстрые реакторы
11ярл метр	«Клементи- на» (Г.| П.\}	ЕВК-1 (CUI А)	БР - 1 (СССР)	БР-2 (СССР)	БР-5 (СССР)	LAM PRE (США)	SEPOP (США со- имеегцо с ФРГ и Ен- рол том)	БР Ш (СССР)
Физический пуск	(946 г.	1951 г.	1 1955 г.	1956 г.	1958 г.	1961 г.	1969 Г.	1973 г
Энергетический пуск	1949 г.	19.51 г.			1959 г.	1961 г.	1971 г.	
Электрическая мощность. МВт		0.2						
Тепловая мощность. МВт	0.025	1.2		ОД	5	1	20	10
Параметры активной юны								
Объем, л	2.5	5.9			17.2	3.1	566	
Высота, м	0J4	0,22			0.28	0.15	0.93	
Диаметр, м	0.15	0.18	0.13		0.28	0,16	0.88	
Объемные доли								
топлива		0.48				0.52	0.43	
натрия		0 15				0.34	0.30	
конструкционных материй лов		0Л7				0.14	0,27	
Нейтронный поток. 10 Центр l€MJ с)	0,004	0 11		0.1	1.0		0.6	2,0
Плотность энсрговылслсиня, кВт л		170			500		35	
Время жнши мгновенных игЛтр- «в.		0.04					0.G	
мкс								
Доля запаздывающих нейтронов. £»+		0.0068	0.002				0.0032	
и	- м								
Доплеровская постоянная — Г							0008	
ТопЛИНО	Pu	и	Pu	Pu	PuOf. I С	Ри- )	1тОт—РиО2 1	РнО,
		(обопвщ)						
Торцевой «край		и	и	и	1	9% Мп		Ni	/	
Приложения
Боковой экран
Система управления и латиты '• ь
Число органов СУЗ
Реакторный бак
Высота, м
Диаметр м
Толщина стенки, м
Система охлаждения
Теплоноситель
Газовая подушка
Тип системы
Число петель
Тип насоса
Полный ноток теплоносителя. кг/
Входная температура. СС
Выходная температура. ”С
Максимальная температхра топлива.
X
и	и
*в+и	и
4”	12
Ц2	0J
ОД	ОЛ
0.002	0.01
не	ХаК
	Аг
Петлевой	Петлевой
1	1
Электромаг- нитный	Электро- магнитный
2	1	36
38	230
121	322
135	477
• РвсплаалекиыЯ нлутомневыВ сплав
*♦ Использует св также радиальный ур.-аовый отражатель
•	•• хм регулируют** стержня ♦ два пнливдричеекях отражателя.
•	••• Чг'Ыре регулирующих стержня 4- иодьцмюП отражате.и
**♦♦* 11ме«« «акже длводмпгельнам петля
и	и 1 м 0.4	Нерж стать № 4‘	Ni Nt 10 4.1 1,8	и 1	
Hg	Ха Аг Петлевой 2 Центро- бежный	Na Петлевой 9 А* Электро- магнитный	Na Аг Петлевой j Электро- магнитный	Na Петлевой о • Электро- магнитный	Приложения
	60	7			
	430	450	370		
60	500	560	430		
	1300	870			
					СП
					
Т а б л и ц а А.2. Ранние энергетические экспериментальные БР
Ппрямстр	OFR (Велико- британия)	♦Энрико Ферми» (США)	EBR-2 (США)	«Рапсодия» (Франция)	БОР-60 (СССР)	KNK-2 (ФРГ)	JOYO (Япония)	FFTF (США)	РЕС (Италия)	О*.
Физический пуск	1959 г.	1963 г.	1963 г.	1967—	1969 г.	1977 г.	1977—	1980 г.		
				1970 ГГ,			1981 гг.			
Э । юргстн чсск и и п ус к	1963 г.	1970 г.	1965 г.	1967—	1973 г.	1979 г.	1979—	1980 г.		
				1970 гг.			1982 гг.			
Электрическая мош-	15	65	20		12	21				
и ость. МВт										
Тепловая мощность,	60	200	62,5	24/40	60	58	75/100	400	118	
МВт										
Параметры активной										
зоны										
Объем, л	120	4 (Ю	73	49—42	60	250/70	304/238	1040	325	
Высота, м	0.53	0.77	0.36	0.34/0.32	0.40	0,60	0.60/0.55	0.91	0.65	
Диаметр, м	0.53	0.82	0,51	0.43 0.4 1	0.43	0.82	0.79/0.76	1 .21	0,83	
Число зон разного обо-	1	1	1	I	1	2	1	2	1	-О
гашения										X
Объемные доли;										о V
топлива	0.10	0.29	0.32	0.40/0.37	0.40	0.32	0,33/0,35	0.35	0,35	А □
натрия	0.40	0.50	0.49	0.34/0.36	0.28	0.50	0.41/0.41	0.41	0,38	I X
конструкционных	0.20	0.21	0.19	0,26/0,27	0.32	0.18	0.26/0.24	0,24	0,27	а
материалов										
\ \ а кс и м а льны й i гейт рон	2,5	4,5	2.5	2,0/3.2	3.3	1.8/2.2	3.0/5.0	7.2	4,1	
нын ноток.										
10 нсйтр/(см; с)										
Средний нейтронный по-	•ь	2.6	!.5	IJ2/2.3		1.0	2,0/3,0	4.5	2.7	
ток, 10” центр (см*-г)										
Максимальная	линей	37	28	27	39/43	56	35/43	32/40	42	36	
ная тепловая нагруз-										
кз. кВт м										
Средняя линейная теп	35	17	23	26/31	35	16/31		24	25	
левая нагрузка. кВт м										
Максимальная	плот		774	1002	650 1080	И 80		1 480/701	730	5/2	
ноеть	энергий ы деле- 1										
НИИ. кВт/л										
Средняя плотность эиер	900	458	860	4 Ю/770	750	1 >0 440	279 391	460	350	
гоны деления. кВт/л										
'8 Злк. 1202
Время жизни мгновен-		0 14	од	О.Н/0.24		0,38	1 0.006	0.23/0.30 1 0,005 0,004 1	0,5	\ 0,00321	0,0036
ных нейтронов, мкс Доля	запаздывающих нейтронов, Доплеровская постоя н dk		0.007	0,0068	0.005			0.002	1	0 005 1	0.0037
									
ная, —Т	I									
Тсилевы деляннпая сборка Число сборок	|	342* С — 7%	102 U (обога	127 77 Сплав	64/54 1 Ot-PuO,	90 LOj (обога- щенныА)	22/7 ио?/ 1 о, -Pi Юз	82/67 1 О,-РиО.	76 иоА- PuOj	78 ио2— Pu(L
Топливный материал	1	Мо сплав	щенный)—	уран — I						
Тип топливного сердеч-	Стержни с | центральной 1	10% Цо сплав Топливные стержни	фнсскум 1 Топливные стержни	Сплошной сердечник	Таблетки । с централь- ной	Сплошной сердечник	Сплошной сердечник	Сплош- ной сер- дечник	Таблет к и с цент- ральной полостью
ника	полостью		100	,	96/92	полостью 93.5	90/86	94/93	90	95
Плотность топливного сердечника, % теоре- тической ПЛОТНОСТИ Подслои Ииаметр топливного сер дечника, мм Диаметр твэла, мм	Na 16,5 |	20.0	3.76 4.01 0.13	Na 3.7/3,3 4.4 0.23/0.30	Не Не 5.6/4.2 6,7/5.1 I 0.45/0,37	Не 5.0 6.0 0,3	I Не-рЛг 7.0/5,1 8.2 6,0 0,5/0,38	Не 5,4/4.6 6.3/5.5 0,35 1* f	Не 4,9 5.8 0,38 н. с.	Не 5,6 6,7 0,42 и. с.
Толщина оболочки тв			1	и с.	и. с.	н, с.	и. с.		
ла. мм Материал оболочки твэ- Способ днетаииионнро- ваиия твэлов	Nb	Zr Решетка i 5J 1.26	1 н. с. Проволока 5.7 1.29	Решетка/ 1 проволока 7,1/5.9 1,06/1.16	Проволока 6,7 1,12	Решетка 10-1/7.9 1,23/1.32	Проволока 7.6/6,5 1.21/1,18	Прово- 1	л ок а 7,3 1,24	Проволо- ка 7.9 0,18
Шаг решетки твэлов. мм							Верхнее I 0.41/0.55 1.91 1,53	Верхнее	Верхнее
Отношение шага к дня- расположсние газовой полости Длина газовой полости, м	Верхнее |	0,06	1 Отсутствуй 1	0,83	т 1 Верхнее 0.08/0.24 0.46.0,61	1 Верхнее 1 и нижнее 0.1 0,48/0,53	Верхнее 0.40 и	1,36/1.55		0.9 2.38	0,50 1,65
Длина твэла, м
Пора метр	DPR ( Bc.l 1| к о- бритлння)	«Энрико *1441*01» (США)	EBR-2 (США)	«Рапсодия» (Ф])иН1111Я)	GOP-G0 (СССР)	KNK-2 (ФРГ)		Прод JOYO (Япония)	олжепие т FFTF (США)	абл. Л. 2 PEG (Италия)	Lb I* О
Число тп /.чов н сборке Размер «под ключ», мм Топпинга стейки чехла, м м Шаг решетки сборок, мм Материал чехлл Длния сборки, м X а ра к тср игти к н ц н к л а	1	1’10 2.4 68.1 н. с. 2,45	91 58,2 1.0 58.9 it. с. 2,33	37/61 49,8/49.8 1,0/1,0 50.8/50,8 и. с. 1.66/1.66	37 44 1 45 и. с. 1.58	102 — 121/ /211— 169 124 2.6 129 н. С. 2,09/2,30	91/127 78,5 1,9 81,5 и. с. 2,97	217 116 3 120 II. с. 3,7	91 82.6 2,4 86 И. С. 3.0	
Bcpi’f j>\ ючннГг	М1П. р нал, сут Максимальная шергпвы рлботкл, ЛА Вт тут/к г Средняя ЭИГРГОН) jpa6- >т кп. МВт. су т/кт Числи Mt »* Г И ХрЛ1Г11Л1ПЦс Отражатель млн экран Материал Торцевой тиража гель/ок рам	60 30 Г (природ- ный). \i. нержавею- щая стдль	11 10 8 35 U (обеднен Huff) — Мосплав	3/5 80 68 75 IJ (обед, ненцы A L нерж 1 Ясю- щв« сталь	35/90 50/90 40 10 to? ih ржавею* щ*а сталь	127 80 ГО. (торцевой), н ржавею- щая столь (боковой)	365 80 50 vo.	60 50/G0 42/50 20 UOr игр ж э нею щая сталь	100 80 45 102—121 / 211 — 161 Инконел!	60 33 40 76 ь UO2	Приложения
Форма материала Диаметр сердечника мм Диаметр тн»л.|, мм Толщина верхнего отрл жителя, м Т<мнои1л ни ж исто отра Жй1СЛН. М Числе* тъ «лон и сборки		Тв»л 10.0 ИЛ 0 13 0,43 10	Блочиам О.ЗЛ/о.ЗЭ OOl/n.v	133 Н J од;л- 0*7ди < г	Таб <пги 5.0 6.0 0.10 0J0 37	Таб ।-гни S3 6.0 0,20 0.20 J .и 7/i ла 1	Табле пи 5.4 4.6 6,3 5,5 0.40/0.30 0 10/0.35 , Ot/Г-'Г j	Стержни !	4.8 8 0.14 0.14 1 2t?	/	Твэл 5,4 1 5.8 / 0J8 1 0,25	j р/	f	

Боковой отражат ель/экрап	187*	537	162/366	500/300	168	!	5	176/191 |	99	199
Число сборок	||	1 U • «F стержня I		ГжДхУЩЗЯ 1			Таблетки	Таблетки	Блочная	Блочная
Форма материала	Стержни	Сиржнн 100		15.4		в.П о •)	13,6 150		
Диаметр сердечника, мм 1	34	11.2		16,5	11.5	У,— 2.14 121	2.97	3.7	3.0
Диаметр твэла.	2 33	2 45	2ДЗ	IJ2	W		19		
Длина сборки, м	Л. |МЧ/ 1	1	25	6/19	7	i				В4С
Число твэлов в сборке 1	1				В<С. EujOi 7	в4с (обога- щенный) 8	В «С (обогащен- ный)	В4С	
СУЗ Материал	1°	I	в4с (обогащен- | ный) 10	В4С 10	В«С (обогащен- ный) 6					(обога- щенный)
Число сборок								о	] 1
Реакторный бан Высота, м Диаметр, м Толщина стенки, м	6.3 3.2	1 0.012	ВЛ 4.4 0.05	2.28 2.31 U.019	9 2.3 0.015	6.2 14 0.018	10.2 1.9 0,012-0-016	6 9.9 3,6 0,025	•-/ 13.3 6.3 0,019	10.7 3,2 0,030
Теп л он ере да ю щ не							•		Ж Г
системы Теплоноситель Газовая подушка	Ха К Аг	Na !	Аг	Na Аг	Na Аг/Нс	Na Ar	Na Аг	Na Аг	Na Аг	Na Аг Петлевой 2 Центро- бежный Холод- ный 630
Первый контур Тип системы Число петель Тип насоса Расположение	насосов	Петлевой 24 Элсктро- 1 магнитный 1 Холодный	Петлевой 3 I Центробеж- ный Холодный	1 Петлевой I Центро- бежный Холодный	Петлевой 2 Центробеж- ный Холодный	Петлевой 2 Центро- бежный Холодный	Петлевой 2 Центро- бежный Горячий	Петлевой Центро- бежный Холодный	Петлевой 3 Центро- бежный Холод- ный 2200 360 5оЗ 2250	
(ХОЛОДНЫЙ или горя- чий участок) Полный поток массы теплоносителя. кг/с Входная температура, с Выходная температура. СС	450 200 350 650	1120 279 418 602	481 371 473 688	2)0/230 405/400 495/510 2000/2180	260 340 520	280 ,	360 525 2055	600 370 468/500 2330/2500		400 550 2340
Максимальная темпера-									
тура топлива. *С
Приложения
Паря мгтр	DFR (Велико- британия)	«Энрико Ферми» (США)	EBR-2 (США)
Мл кгима.'п.пл я темпера-	500	552	599
турл оболочки, ПС			
Второй контур			
Число петель	(2	9	
Гни насоса Расположенно насосов (холодный или горя-	Электро- магнитный Холодный	Центробеж- ный Холодный	Электро- магнитны Л Холодный
чнй участок) Полный поток массы	900	t 120	302
г теплоносителя, кг/с			
Количество промеж v том	21	3	?
ных тгплообмснннкоп			
Кол 11 честно л а роге нора-	12	3	8
торон			
Ту рбннл			
Колн честно		1 3 97	
Входное давление. МПа	1.0		8.62
Входная температура. *С 1	270	101	435
• Число стсржмч й.
•• Нержавеюще К стали
••• Ков драг со старой oft 67Д мм
		 7/ПОдоАЖРНМ/» тп(\ л Л 9					
«Рапсодия» (Франция)	КОР-60 (СССР)	KNK-2 (Ф Г>Г)	JOYO (Япония)	FFTF (США)	--- /XI.	< « . 4- РЕС (Италия)
585/650	700	685	620/650	670	650
2 Центробеж- ный Холодный	2 Центро- бежный Холодный	2 Центро- бежный Холодный	2 Центробеж- ный Холодный	Й Центро- бежный Холод-	2 Центро- бежный Холод-
				ный	ный
210/200	260	250	600	2200	G24
2	4	2	2	3	2
		2	•		
	8 82	1			
	460	7.85			
		485			

-U-
СО
Параметр
Фшичггкнй пуск
Экср1ттпчггм1Г| пуск
Электрическая мощность. МВт
Ten лона я мощность. МВт
Активная юна
Объем. л
BuCitUl. м
Диаметр, м
Чпс.и» зон разного обогащения
Объемные доли:
топлива
натрия
конструкционных материалов
Максимальный нейтронный поток»
Ю:ъ нейтр/(см2-с)
Средний нейтронный поток.
10!S нсйтр/(см2-с)
Максимальная линейная тепловая нагруз-
ка, кВт/м
Средняя линейная тепловая нагрузка.
кВт/м
Максимальная плотность энерговыделения.
кВт/л
Средняя плотность эперговыделения. кВт/л
Время жизни мгновенных нейтронов, мкс
Доля запаздывающих нейтронов
dk
Доплеровская постоянная, —‘ лт
Коэффициент воспроизводства
Бремя удвоения, год
Тепловыделяющая сборка
Число сборок
Топливный материал
Плотность топливного сердечника. % тео-
ретической
Размазанная плотность, % теоретической
Подслои
Диаметр таблетки, мм
Диаметр твэла. мм
Толщина оболочки, мм
Способ дмстанинонировавня
Шаг решетки твэлов. мм
Отношение шага к диаметру
Расппложеинс газовой полости
Длина газовой полости, м —
Таблица Л 1 Рга к торы-прототипы
БН > (СССР)		ppft		S\F. УЧ) (ФРГ 1	MON JU (Япония)	CRBRP (США)
1972 г 1973 г 150* ихю	1973 г. 1974 г. 250 ьад	1974 г 197* г. 250 600	1980 г. I960 г. (Ю0 1170	327	1 762	1	280	/ 7Н	/	.375 975
1H7O I.OC	1127 W.M	1500 o.vt	/	5? 500	/ 1>, / V	f	ПВО	/ О, о. i	1	2-340	1 /	2900 а. О J
1.58 о	1Д9 2	1.47 2	2,06 2	1.78 2	1.79	| 2	2.02 Гетероген- ная
0.46 032 0,22 8,0	0.36 0.36 0Д8 7.2	0.36 0,22 8.9	0 45 033 0,22 10,0	6.4	0.32 0.41 0.27 6,0	0,32 0.42 0,24 5,5
		4.5		3,2	3,0	3.4
44	45	48	53	36	36	42
21	27	27	36	23	20	27
730	646	770	840	520		740
430	406 0,33	380 0.49 0.0034	550	330 0.4 0,0035	295 0.44 0,0036	380 0,4 1 0.0034
				0,006	0,006	0,008
1.0	1.16 40	1.0	1,3 10	1,0	1,2	1,24е* 30***
226 ио2 95	103 L'Os— PuO>	78 U СК— PuO2	371 иОз— РиОм 95	205 UO^PuO, 87	198 НО2-РиО2 85	156 СО2— РиО2 91
73,5 Не	Не	80 Смесь газов	/ i Не 5 9	80 Не + Аг 5,1	80 Не 5.4	85 Не 5,1 5.8 0.38 Проволока 7,3 1,26 Вверху
5,2 6.1 0.35 Проволока 7,0 1,15 Вверху	6.6 0,45 Проволока 7,7 из Вверху	5.8 0,38 Проволока 7.4 1,26 Внизу	6,9 0,4 Проволока 8.0 Ы7 Внизу	6,0 0,38 Проволока 7.9 1,32 Внизу	6.5 0,47 Проволока 7,9 1,22 Вверху	
0.02	и внизу	0,71	0.80	0,65	1.15	1,22
Z!
и
X
о
X
а>
х
X
Л
£
О
Продолжение табл. А .3
Параметр
Длина твэла, м
Число твэлов в сборке
I’а <мер • под ключ», мм
To.nium.i < генки чехла, мм
I1J.ii решетки сборок, мм
Материал чехла
Длина сборок
Зоин воспроизводства
Матор ня л
Торцевая ища воспрои мюдства
Форма материалов
Диаметр таблетки, мм
Диаметр твэла. мм
Длина верхней зоны, мм
Длина пн ж ней зоны, м
Число твэлов в сборке
Боковая зона воспроизводства
Число сборок
Форма материала
Диаметр таблетки, мм
Диаметр твэла. мм
Длина сборки, м
Число твэлов в сборке
СУЗ
Материал
Число сборок
Бак
Высота, м
Диаметр. и
'Vwihuiha vi« nuu. м
Теилоперсдаюшис системы
Теплоноситель
Газовая подушка
Первый контур
Тип системы
Число петель
Тип насоса
Расположение насосов (холодный или
рячнй участок)	,
Полный поток массы теплоносителя. кг с
Входная температура, °C
Выходная температура. С
Максимальная температура топлива, и
Максимальная температура оболочки.
Второй контчр
Число петель
Тип насоса
Расположение насосов (холодный или г
пячнн участок)
Полный поток теплоносителя, кг/<;
Количество промежуточных теллообыошн
ков
Т> рбнна
Количество
Входное давление, миа
Входная температура, С
Характеристика никла
П-.гкгрч «очный интервал, сут
М а к с и м а ль ‘ а я эн ер говы р а ботка.
МВт сут.кг	мпт.т'кг
Средняя энерговыработка, МВт сут кг
Число м т в храни пине
БН 350 (СССР)	«Феникс» (Фр<МЩНЯ)	PFR (Вслпко- 6{1ктапня)	ГЛ 1-600 (СССР)	SNP ;УЮ (ФРГ)	MONJU (Япония)	CRBRP (США)
1.14	1,80	2,3	2.4	2.48	2,8	2 9
169	217	325	127	166	169	217
96	124	142	96	1 10	1 1 1	1 14
2.0		2.9	2.0	2.G	3	3 0
98	127	145	98	1 15	116	121
11ержэвсю-	11 с ржа всю-	11ержавсю-	1(гржавею-	11ержа нею-	Не ржавею-	1 Г-ржа всю-
щам сталь	тая сталь	тая сталь	тая сталь	тая сталь	щая сталь	тая сталь
3,5	4,з	3.8	3,5	3.70	4,2	4.57
ио2	UO3	ио2	ио2	ио2	ио2	ио2
Таблетки	Таблетки	Таблетки	Таблетки	Таблетки	Таблетки	Таблетки
		5.08	5.9	5,1	5,4	5.1
12		5,8	6.9	6,0	6.5	5.8
0.60	0 26	0.45	0.40	0.40	0,30	0.36
0.60	0.30	0.45	0.40	0.40	0.35	0.36
37		325		166	!69	217
412	90	51	380	96	172	214
Таблетки	Таблетки	Таблетки	Таблетки	Таблетки	Таблетки	Та блстки
1X2		12.5		10.3	10.4	12.1
14.2	13,4	13,5	14,2	11.6	11.6	12,8
з 5	4.3	3 Я1	35	3,70	4.2	4.57
37	61	В5	37	61	61	61
вхз/го,	в<с	в.с	8.С	в.с	в.с	в.с
	(odcr«tE«v	(обога-				
	euft)	ЩСИНЫЙ1				
12	6	п	27	12	19	15
11,9	12.0	1ХЬ	12.6	15.0	’ J7.S	' IH.2
б.п	1 1 м	12.2	I2.S	0.7	7./	/	6.2
0,0.1	1	O.niS	0.0 | О	О о »	0.05 J	0,0 1	0.00 /	0.04	/	0.06
Na 1 Аг	Na Аг	Na Аг
Петлевой	Баковый	Бдепиый
6	3	3
Ц нтро- 1	Центро-	Центро-
бежный I	бежный	бежный
Холод ый	Холодный	Холодный
4460	2760	3090
300 500	400 560	400 550
1800	2300	
680	1	700	iOO
6	3	3
Центро- бежный	Центро- бежный	Центро- бежный
Холодный	1 Холодный	1 Холодный
	2280	2920
6	6	6
1	1	1
1 4.9 435	16,3 510	12.8 513
60	65	45
50	72	6э
	40	1□
41	41	20
Na	Na
Аг	Аг
В&к вый 1	Петлевой
3	3
Центро-	Центро-
бсЖ’ЫЙ I	бежный
Хол > гный	.Холодный
6050	3500
377	3//
550	546
2500	1850
710	685
3	3
Центро-	Центро-
бежный	бежный
Холодный	। Холодный
5310	3250
6	9
3	1
13.7	16.0
505	495
150	150
100	83
	57
124	
Na
Л г
Na
Аг
Плюс ЫМЮ i/ч оорссмеиьой	ч цнк’д с переработкой.
Пгтлс вой
3
Центро-
бежный
Холодный
4260
397
529
2200
675
Петлевой
3
Центро-
бежный
Холодный
5200
388
535
2350
657
3
Центро-
бежный
Холодный
3120
3
3
Центро-
бежный
Холодный
4860
3
1
12.5
483
I
ю.о
482
180
100
80
275
80
50
Приложения
552
Таблица ЛА Демонстрационны^рсакторы
Параметр	«Супер- Феникс* (Франция)	CDFR (Велико- британия)	SNR 2 (ФР1 )	6 И ЬУИ) «СССР)
Электрическая мощность» МВт Тепловая мощность, Л\Вт Активная зона	1200 3000	1320 3300	1300 3420 12 000	1600 4200
				
	10 766	6600		8800
Объем, л	1 00	1.00	0.95	1 .СЮ
Высота, м	3.7 2	2,9	4.14	3.35
Диаметр, м Число зон разного обогащения		2	2	2-3
Объемные доли:	0 .366	0.35	0.37	
топлива	0.338	0.45	0.41	
натрия конструкционного материала	0.296 6,2	0.20 9.4	0.2? S.5	10.0
Максимальный нейтронный поток.				
10[5 нейтр/(см2-с) Средний нейтронный поток.	3,6	5.8	3.0	
10|5 нейтр/(см2-с)	47	42	4 и	
Максимальная линейная тепловая			Ча»	
нагрузка, кВт/м Средняя линейная тепловая на-	28	30		
грузка, кВт/м Максимальная плотность энерго-	440	620	<00	710
выделения, кВт/л Средняя плотность энерговыделе-	275	450	270	4'0
ния, кВт/.т Время жизни мгновенных нейтро-	0.42			
нов, мкс				
Доля запаздывающих нейтронов	0.004	0.003	0.004	
Рэф Доплеровская постоянная	0.0086	0,008	о.пте	
Коэффициент воспроизводства	1.25	1.22	1.15	I3--M
Время удвоения, год	23	27		
Тепловыделяющая сборка				
Число сборок	364	350	492	
Топливный материал	UO« -РиО>	10,-PuO,	1 Or PuOi	1 Or-PuO,
Плотность таблетки. % теоретике-		92		
ской				
Размазанная плотность, % теоре-		80	85	
тнческии Подслой	Не	Нс	Нс + Ar	
Диаметр таблетки, мм		5 08	6 4	
Диаметр твэла, мм	8,5	5 84	76	
Толщина оболочки, мм Способ диетанционирозания	Проволока	0Д5 Решетка	0.50 Решетка	
Шаг решетки твэлов, мм	9.8	7 35	9.1 1.20 Ни 1 0.65 2,71 271	
Отношение шага к диаметру Положение газовой полости Длина газовой полости, м Длина твэла, м Число твэлов в сборке Размер «под ключ», мм	1.15 Верх к низ 0.15/0,85 2.7 271	1.25 Низ 2.29 325		
Толщина стенки чехла, мм	1 1 и	13а 2.6 147.8 4,3	1 S3	
Шаг решетки сборок, мм Длина сборки, м Характеристика никла	179 5.4		4.5 170 4.0	
Перегрузочный интервал, сут \?оКма,,1ьная энеРговыработка Mdt-cvt/кг	320 70	124 90	274 70	|00
Ср.еАняя энерговыработка. МВт-сут/кг	44	50	50	70
Приложения
553
						 Продолжение табл. А.4				
Параметр	«Супор- ФеПМКС»	CDPR	SMR-2	Б1Ь|Л00
	(Франция)	бритаиня)	(ФРГ)	(СССР)
Зона воспроизводства				
Материал Торцевая юна	ио,	ио,	ио,	ио2
Фирма матеркала Диаметр таблетки, мм Диаметр ти*.1п. мм Длина верхней юны, м Длина нижней зоны, мм Числи полов и сборке	Таблетки 8.5 0.30 0.30 271	Таблетки 5,08 6.7 0,40 0.40 325	Таблетки 6.4 7,6 0,50 0,50 271	
Боковая лона				
Чисто Сборок	233	202	270	
Форм м’п. риала	Таблетки	Тябла КН	Таблетки	
Диаметр таблетки, мм Лиам» тр  ма. мм	16.8	12.0 13.5	10.3 1 1.6	
Длина * *л ркц. м	.’-.•I		4 95	
Ч»к in •» । «и и сборке	91	91	127	
С У J				
М игр ’ • •	в.с	в,с	1ЧС 55	
Чнсл«> органов < N 3	24	29		
Бак				
Высота, м	19.5	22.8	26	18
Диаметр, м	21	23.3	15	18.3
TaiuuiHii стенки, м	0.0G	0,025		
( нс темы теплопередачи				
Теплоноситель	Na	Na	Na	Na
1а юная подушка	Аг	Лг	Лг	Аг
Первый контур				
Тип	Баковый	Баковый	Петле вой	Баковый
Число петель	4	4	4	4
Тип наегхга	Центро*	1 IriiTpo-	1 leilTpO-	Цен тро-
	бежный	бгжпый	бгжпый	бежныЙ
Расположение насосов (холодный	Холодный	Холодный	Холодный	Холодный
или горячий участок) Полный поток теплоносителя, кг/с	JG900	15 000	18 000	16 600
Входная температура. °C	395	370	390	350
Выходная температура. °C	545	540	540	550
Максимальная температура топ-			2200	
лива,С Максимальная температура обо-	620	616	650	
ломки, °C				
Второй контур				
Чисти петель	4	4	1	4
Тип насоса	Центра-	Цгитро-	1 leiirpo	
	беЖИЫЙ	бгжпый	бгжный	
Расположенно насосов (холодный	Холодный	Холодный	Холодный	Холодный
нлн горячий участок) Полный поток теплоносителя, кг/с	13 200	14 400	16 000	
Количество промежуточных теп-		п		
лообменпнков	8	8	к	
Турбина			1	
Количество	2	2		2
Входное давление. МПа	18.4	16,0	16.5	14.0
Входная температура, °C	490	486	495	490—510
554
Приложения
п риложенИе б
СРАВНЕНИЕ ГОМОГЕННОГО И ГЕТЕРОГЕННОГО ПРОЕКТНЫХ ВАРИАНТОВ БЫСТРОГО
РЕАКТОРА CRBRP
Как упоминалось в гл. I, в конце 1970 г. в проект было внесено сущест-
венное изменение, заключающееся в переходе от гомогенной активной зоны
к гетерогенной. Учитывая широкий интерес реакторщиков к концепции
гетерогенной активной зоны БР, в данном приложении мы даем равнение
обоих вариантов на примере проекта CRBRP. Рассмотрение численного ма-
териала позволяет глубже понять мотивы, которыми руководствовались
авторы проекта при переходе к гетерогенному варианту.
Первоначальный проект CRBRP (гомогенная активная зона. рис. Б.|)
удовлетворял всем требованиям, предъявляемым к демонстрационному БР,
за исключением значения коэффициента воспроизводства. Пи uriift ока1
зался ниже предельного допустимого уровня 1.2. Повысить коэффициент
воспроизводства в принципе можно было путем увеличения иаметра твэла
(в предположении, что используется плутонии, нарабатынаемый в ДВР).
В то же время расчетные оценки показали, что еще больший выигрыш мож-
но получить, если часть сборок с сырьевым материалом ра южнть внут-
ри активной зоны. В частности, было рассмотрено их кольц» расположе-
ние, что является разновидностью гетерогенного варианта Ь том случае
коэффициент воспроизводства превысил значение 1.2.
Другое преимущество перехода к гетерогенной актнвн-'й е заключа-
лось в улучшении характеристик безопасности. Накош I. ’ «енышшась
стоимость реактора, так как часть дорогостоящих тепловыде. лющих сборок
1~ теллоаылеляюише сборк^Х^виоП^8^15.С Гомогенвой актипной ЗОНОЙ
«Ой мны воспроизводства (150 шт " j -TtenlL’ Z ««Утренней н чо внешней) 7- сборов 6°»^
Приложения
555
Рнс. Б 2. Вариант CRBRP с
Рнс. Б 2 Вариант CREIRP с гстсрогсинип активной зоной.
} тел.- Мы-.миющх. Оогхи <150 uni; 1 - сборки зон воспроИ нюасгап>(210;	~
МШ1ГГМ СМХ»), 4 сборки склонной СУ (°)’. 5 —сборки дополнительной С. 3	Р
смешанным млн сырьевым топливом
большое внимание
„одаыГу пы'да	изменен"». пн«одаку часть оборудован.,>, „ахо-
далась в стадии ..зготов.к-ви» Новизна заключалась ..>,«„о и гетерогеи-
ном размещении части урановых сборок П|, как показано на рис. Ь.2.
В объеме активной зоны содержится 156 тепловыделяющих сборок одинако-
вого обогащения и 82 урановые сбюркн (сборки внутренней
9 высокообогащенных и 6 обогащенных борных стержней.
в активней зоне .вмещалась более дешевыми урановыми сборками боковой
зоны воспроизводства. Па этом кути американские физвки-реакторщики
видят перспективу улучшения характеристик Ы большей мощности.
В I вропе и Японии концепции генерогепнон активной зоны удел я ни также
В^совеш'иенХш	проекте CRBRP металлическая арматура н ос-
J г	______..гл „Алемпм/и »агтьпбпПУЯП1ШШ1Я
I  ~ е • ж  т "w j • * ▼ • 
дилась в стадии изготовления. Новизна
В^SSSUSLS
дата обогащения i! 82 урановые сборки (c6“p“" °“f Н^паТювыГсЕк
вотства) боковая лона воспронзводста состоит из 132 урановых сборок.
В < У 3 вхо 1ЯТ 9 высокообогаще.их и 6 обогащенных борных стержней.
В гетерогенном варианте нсооль^ется схема перегрузки партиями в
оттичие о? схемы рассеянной перегрузки в гомогенном варианте. После
отличие от схемы' 1	середине никла производят замену шести
двухгодичной работы Р^°Ра »	М(( Т1|с. Тем самым вводится
внутренних воспроизводящих соори	прлктооа в те-
запас реактивности достаточной для продолжения работы реактора в те
запас реактивносш, ...... копне двухгодичного цикла из реактора
чение другой пол*>винь	; •	включая сборки внутренней зоны
извлекаются все сборки;актив поя	вое Я[3водетва Сте.
%7ч ^	(уран-плутониевых) сборок
дует отметить, что чи	варианте CRBRP заметно меньше, чем в го-
могешюм И.™ прот.и. 198). что к создает в да,„.ом случае до.,одниге .ьны»
экономический выигрыш 121.
схемы рассеянной черенки в
556
Приложения
Таблица Б1 Коэффициент воспроизводства в проектах с гомогенной
lao.Titi. .1 "I гх	ГплутониЯ с низким содержанием (потопа =ор .
н гетерогенной активными зонами ^u.^ivnr	, j
Активная зона	Начальный цикл	Равновесны Л ццКл
Гомогенная Гетерогенная	1,|5 1,29	1.08 1.21
Сравнение значений коэффициента воспроизводства в обоих вариантах
проводится в табл. Б.1. Видно, что усовершенствование первоначального
проекта CRBRP (со сборками FFTF) привело к увеличению к оэффициента
воспроизводства от значения 1,08 до 1,24 (для равновесного цикла), что со-
ответствует времени удвоения 26 лет. Традиционные проекты ре кторов Г>Н
в этом отношении уступают усовершенствованному проекту CRBRP. От-
метим, что в гетерогенном варианте, в котором используется п утопий с низ-
ким содержанием изотопа 2Jt' Pu. коэффициент вопроизводст в гачале пер-
вого цикла также получается равным 1,29, что заметно выш ( ачеиня 1,15,
отвечающего соответствующему гомогенному варианте.
Значения линейной тепловой нагрузки, нейтронного пото н -нерговы-
работки в обоих вариантах приведены в табл. Б.2. Видно. ч.< рц переходе
к гетерогенной активной зоне с двухгодичным циклом макс пн линей-
ная тепловая нагрузка возросла на 10 "и (что допускаете г сгрукцией
сборки), а максимальная энерговыработка на 6 %. В то ж мя число
тепловыделяющих (уран-плутонневых) сборок уменьшилось на 20 %. Бла-
годаря заметному уменьшению нейтронного потока расче imh была пока-
зана ВОЗМОЖНОСТЬ ДВУХГОДИЧНОГО ЦИКЛЯ. УСЛОВИЯ ОбЛУЧСИИЯ с.г рок згщы
воспроизводства изменились мало.
Исследования гетерогенной активной зоны CRBRP. вершенные в
январе 1977 г., позволили сделать вывод, что параметры j 'пзводства
усовершенствованного варианта вполне удовлетворяют предъявляемым к
проекту требованиям. Кроме того, анализ характеристик & ichoch, про-
веденным специалистами ANL 13], показал, что новый проект (. RBRP ха-
S7Pr УЛТСЯ меиьш1,м натриевым пустотным коэффнцищгтом Р( ктивностя
к ‘	’ т' е’ является более предпочтительным и в этом огнпшегши
гие апиииРгк’нГп ТЗКЖе MeH2uee мня,‘»е натриевого опустошения на дру-
ка®* ев пр™™ра‘метры- В частности, исследовались' процессы. вотни-
тнционных ппрплт™ недоСтаточпом теплосъеме на полной мощности в тра-
н с оболочкой ОкячяТ^НЯ,Х ° хаРаУеРе взаимодействия топлива с натрием
натрия ппотекярт ЧТ° П0ЯСХ),1ая авария. сопровождаемая выбросом
вяло, чем в реакторе с гомогенной активной зоной.
CRBRP сНгомпгснппйЯ НагРузжа« поток и энерговыработка в проектах
-------------ежвкк с гомогенной „ гетерогенной активными .«нами
Параметр
________ В»ря*игм
Гомтхаый
| Гетгфогеуммй
ЧкВт^аЛЛ,1‘аЙ ’1И1'СЙНая теп*10вая нагрузка.
Предельная (с учетом факторов перегрева!
линейная тепловая нагрузка. кВт/т Р^реВа)
. Максимальный нейтронный поток
неитр/(см=-с)
Максимальная энерговыработка. МВт-сут/кг
36
47
4,2-10*
104
12
3.4 10 1
НО
Приложения
557
Табл и ц а Б 3. Сравнение параметров, связанных с безопасностью
быстрых реакторов
Параметр
Максимальный натриевый пустотный коэффи-
циент реактивности fl
Доплеровская постоянная но эонам:
уран-плутониевая
внутренняя зона воспроизводства
боковая зона воспроизводства
торцевые зоны военропзоодстца
Вариант	
Го мо ген и ы ft	|	Ге гс ро ген ni.t ft
4,00	2.31
0,00559	0,00258
	0,00440
0,00070	0,00118
0,00044	0,00026
Показ j । 1 жже уменьшение доплеровского эффекта, что можно видеть нз
данных • бл. !>. < Оно связано с более медленным разогревом внутренней
зоны воен •нзводстпа. С точки зрении развитии аварии, вызванной недоста-
точны ..лосъемом, последнее обстоятельство оказывается благоприятным.
В 1 т.иьных исследованиях проекта CRBRP был выявлен ряд дополни-
тельных преимуществ варианта с гетерогенной активной зоной: уменьшение
времен i удвоения (Е1рн определенных предположениях), меньшее влияние
диаметр i ев л а ня основные параметры реактора, меньшая чувствительность
к спех  '• фиксации сборок активной зоны, возможность использовать раз-
личные топливные циклы, наконец, уменьшение флюенса при заданной
эиерг выработке. Последний пункт существен, если мы хотим увеличить
время*межлу перегрузками или уменьшить допуски па распухание.
Ня крвых этапах исследования гетерогенной активной зоны возникали
сомнения: можно ли использовать традиционные расчетные методы, разви-
тые для аш шиза гомогенных среди проверенные на гомогенных критических
сборках7 Чтобы ответить на этот вопрос, было решено промоделировать
реактор CRBRP и гетерогенном варианте на стенде ZPPR (критическая
сборка пулевой МОЩНОСТИ с плутониевым топливом) Аргон НС кой нацио-
нальной лаборатории Были предприняты усилия, чтобы модель по возмож-
ности максимально точно отражала проект. В программу экспериментов
входило определение критичности, эффективности натрия, распределении
скоростей реакций, наконец, эффективностей тепловыделяющих сборок и
регулирующих стержней. Анализ результатов этих измерении показал при-
годность существующих расчетных методов в условиях гетерогенной актив-
ной зоны Был подтвержден вывод об увеличении коэсрфин цента воспроиз-
водства и уменьшении натриевого пустотного коэффициента реактивности.
Приложение В
ЧЕТЫРЕХГРУППОВЫЕ И ВОСЬМИГРУППОВЫЕ ЯДЕРНЫЕ КОНСТАНТЫ
R тайном ноитожеиип (табл. B.I В.7) представлены значения групповых
нейтронных сечений и величины v, описывающие спектр нейтронов в актив-
ной » " “.шчиоп, реактора БН с око.лшм
ской лаборатории. 1978 г.). Они были рассчитаны ио 42-i р> ш <чюи си пм
ж
чеипя даны в барнах, сечения продуктов деления относятся к паре «Дер.
образующихся при делении.
Приложения
558
R г Гпанниы энергетических групп и спектр нейтронов
Т 3 6 Л " ЦЯ деления в чётырехгрупповом представлении
		Нижняя граница группы	X
Группа	t*		
	п г	820 кэВ	0.70
I	2.0 Л Л	110 кэВ	0.22
сч со	2.V 2,0	15 кэВ 0	0.02 0
4			
Таблица В.2. Четырехгрупповые константы
Материал	Группа	°(Г	°C	°!	®<г+®4е	V
Бор (природный)	1 2	1 1.G 3.3	0.06 0.2		0.43 0.33	
	3	2.8	0.6		олз	
	4	3.9	2.0			
10В	1	1.8	0.3		0.45	
	2	4.2	1.1		о.зл	
	3	5.2	3.0		0.13	»
	4	12,2	10,3			
Углерод	1	1.8	0.001		V.39	
	2	3.4	0		0.38	
	3	4.3	0		0.27	
	4	4.4	0			
Кислород	1	2.2	0.007		0.40	
	2	3.8	0		0.26	
	3	3.6	0		0.16	
	4	3.6	0			
Натрий	1	2.0	0.002		0.51	
	2	3.6	0.001		0.17	
	3	4.0	0.001		0.13	
	4	7.0	0.009			
Хром	1	2.4	0.006		0.34	
	2	3.6	0.005		0.13	
	3	4,5	0.02		0.05	
	4	пл	0.07			
Железо	1	2,2	0.007		0.40	
	2	2.8	0.005		0.08	
	3	5Л	0.010		0.03	
	4	7.2	0 оз			
Никель	1	2.3	0.073		0.31	
	2	4.4	0.010		0Л!	
	3	12.7	0,03		0.06	
	4	21 J	0.05			
Молибден	1	3.6	0.02		0,75	
	2	7.0	0.06		0.11	
	3	8.2	олз		0.06	
	4	9.5	0.7			
Приложения
559
		.	 П Подолжение п					1абл В 2
Материал	Группа	°fr	вс	П1	сгг+ст(г	V
Я32Т11	1 9 л*	4 »5 7,4	0,08 0.19	0,07 0	1 ,20 0.21	2,34
	3 4	11,8 J5.3	0.41 1.48	0 0	0,05	
						
«•U	1 2	4.4 6.4	0.03 0,17	1,81 2.05	0.93 0.12	2,69 2,52
	3	11,5	0,30	2.74	0.04	2,50
	4	17.9	0,74	6,49		2.50
	1	4,6	0.06	1.2	0.79	2,69
	2 3	7,4	0,3	1.3	0,20	2.4b
		12,5	0,6	1.9	0,04	2,43
	4	18,7	2.0	5.0		2.42
	1	4,6	0,06	0,32	1,39	2,77
	2	7.8	0.13	0	0,22	
	3	12.1	0.35	0	0.05	
	4	12.9	0.9	0		
»»Ри	1	4.9	0,02	1.83	0.83	3,17
	2	7,5	0.16	1.55	0.13	2.92
	3	12.0	0.45	1,63	0.07	2,88
	4	17.4	2,4	3.25		2.87
М'Ри	1	4.8	0,07	1 59	0,74	3.18
	2	7,4	0,18	0,27	0.22	2.95
	3	12.0	0,5	0,07	0.05	2.88
	4	17.2	2.1	0.13		2.87
*“Pu	1	4.8	0,08	1.65	0.82	3,23
	2	8.0	0.20	1,72	0.31	2,98
	3	12.6	0.48	2,48	0,05	2,94
	4	19.8	1.74	6,32		2.93
nipu	1	4.5	0.04	1,46	0,65	3,12
	2	7.1	0.12	0,17	0,18	2,89
	3	12.6	о.зз	0.04	0,05	2.81
	4	22.0	1.54	0.02		2.81
Продукты деления	1	7.8	0,05		1,83	
	2	11.4	0,17		0,20	
	3	14.7	0.50		0,09	
	4	19.1	1.88			
Таблица ВЗ. Четырехгрупповая матрица групповых переходов
Меггера ал	ct j	>2	°l->3		ct з	
|°В	0,45	0	0.34	0.15
Углерод	0,39	0	0,38	0,27
Кислород	0.40	0	0,26	0.16
Натрий	0,51	0	0.17	0.13
Хром	0.32	0,02	0.13	0,05
Железо	0.37	0.03	0.08	0.03
Никель	0.29	0,02	0.11	0,06
Молибден	0.71	0.04	0,11	0.06
waTh	1.15	0,05	0,21	0.0;>
	0.87	0.06 •	0.12	0.04
Приложения	___
560	_____________________
Продолжение табл в $
Материал	о j_у 2	О]-*3		°3—*4
23*1) 23фц 240ри 2<фц 242рЦ Продукты деления	0,77 1,32 0,79 0,72 0,78 0,59 1,75	0.02 0,07 0,04 0.02 0,04 0,06 0,08	0.20 0.22 0J3 0,22 0.31 0.18 0.20	0.04 0.05 0.07 0.05 0.05 0.05 0.09
Таблица В.4
Гранины энергетических групп и спектр нейтронов
сия в восьмигрупповом представлении
Номер группы	Д«	Нижняя граница группы	X
9
А-
3
4
5
6
7
8
1 п	2.2 МэВ	0.3G5
1 IV 1 0	820 кэВ	0,3%
i 0	300 кэВ	0.17,3
1 0	ПО кэВ	0,||<>
1 0	40 кэВ	0.012
1 0	15 кэВ	0.003
3,0	750 эВ 0	0,001 0
Таблица В.5. Восьмигрупповые константы
Материал	Группа	°fr	«е			¥
10В	1	1.4	0.3		0.4401	
	2	2,0	0.3		0,6502	
	3	3.7	0,7		0.79	
	4	4.6	1.5		0.37	
	5	4,7	2.3		0.39	
	6	5.8	3.8		0.34	
	7	10,9	9,1		0.04	
	8	31.5	29,8			
Углерод	1	1.6	0,003		0,4760	
	2	1.9	0		0.37	
	3	3.0	0		0.65	
	4	3.8	0		0.67	
	«5	4,2	0		0.39	
	6	4.4	0		0,61	
	7	4.4	0		0.10	
	8	4.5	0			
Кислород	1	1,2	0.02		0.3023	
	О	2.8	0		0.58	
	3	3.7	0		0,69	
	4	3.8	0		0.46	
	5	3.6	0		0.39	
	6	3.6	0		0.37	
	7	3.6	0		0,06	
	8	3.6	0			
Приложения
561
Материал	Г рупия	V	°C		П) °/	^одолжение т <,<т+’(г	абл, В. 5 V
Натрий	1 9 3 4 5 6 7 ft	1.5 2.2 3,6 3.5 4,0 3.9 7.3 3.2	0.005 0,0002 0,0004 0.001 0.001 0.001 0.009 0.008		0,623 0,6908 0.4458 0,29 0.35 0,30 0,04	
Хром	1 2 3 4	2.3 2,5 2.6 4.6	0,006 0.006 0,005 0.005		0,9998 0,40 0,1201 0,22	
	5	5.5	0.012		0.28	
	G 7	3.1 11,5	0.033 0.069		0.12 0.02	
	8	4.5	0.027			
Жглс	1	2.2	0,02		1.0108	
	2	2.1	0.003		0,46	
	3	2,4	0,005		0,12	
	4	3.1	0,006		0.14	
	5	4.5	0.008		0.28	
	б	6,1	0,012		0,07	
	7	6.9	0,032		0.04	
	8	10,4	0,020			
Ним ।	1	2.2	0,02		0.994	
	2	2.4	0,01G		0.304	
	3	3.2	О.ООН		0.19	
	4	5,5	0.012		0.20	
	5	6.9	0,019		0,26	
	6 7	21.3 21.4	0.049 0,053		0,13 0,07	
	в	17,0	0,037			
Молибден	I 2	2.9 4.1	0,005 0.024		1,5708 0.878	
	3	6,1	0,045		0,273	
	4	7,9	0.063		0,17	
	5	8.1	0,088		0.14	
	б	К.2	0.20		0.13	
	7 Н	9.3	0,57		0,03	
“'Tii	— сч ст -? » t с е- tx	4.2 4.6 5,7 9,0 11,6 12,1 14. .5 27,7	0.13 0,11 0,18 0.20 0.33 0.51 1,15 (5.59	6.14 0,04 0 0 0 0 0 0	2,627 1.105 0.3704 0.3G34 0.25 0.08 0.02	2.47 2,13
			0,02 0,05 0.13 0,21 0.25 0,3(5 0,(55 2,04	1,72 1.85 1,91 2.16 2,39 3,19 5,89 15.82	1 .667 0,88 0,2883 0.202 0.15 0,07 0.01	2,91 2,59 2.33 2.51 2.50 2,50 2.50 2*50
	1 2 3 4 5 6 7 8	4,6 4.4 5,2 7,6 10,4 13.3 17,1 28.5				
Приложения
562
Продолжение табл.
.Материал	Группа	°fr	°C	°!	°rr+ff(r	о
		4.2 4.8 6,2 8.7 11,7 13 9	0,04	1.23	0.1391	2.90
	I 2		0.09	1.24	0.853	2,59
			0.18	1.18	0.4746	2.48
	3		0,32	1.40	0,312	2,44
	4* »О 'О ь		0,53	1.74	0.15	2,43
			0.79	2.16	0.08	2.42
		17,/ 33.0	1,71	4.36	0.0!	2.42
	8		5.76	15,06		2.42
23S(J	1 2 3	4.3 4.8 6.3	0.01 0,09 0.11	О.ЗВ 0.20 0	2,293 1 ,49 0.3759	2.91 2,58
	4	9.3	0.15	0	0	
	о	11.7	0,26	0	0 20	
	(i	12,7	0,47	0	0.09	
	7	13,1	0.84	0	0.01	
	8	11.0	1.47	0		
32Spu	1	4.5	0.01	1.83	1.491	3.40
	2	5,1	о.оз	1,82	0.826	3.07
	3	6.3	0.11	1.60	0.3709	2,95
	4	8.6	0.20	1.51	0,1905	2.90
	о	11,3	0.35	1 ДЮ	Q.i’>	2.88
	6	13,1	0.59	1,67	0.09	2.88
	7	16.5	1.98	2.78	0.01	2.87
	8	31.8	8.54	10,63		2.87
24ори	1	4,3	0.02	1.61	1.534	3.40
	2	5.1	0,09		0,723	3.07
	3	6,1	0,15	0,51	0.3713	2,96
	4	8,5	0,20	0.09	0.**Ю	2.90
	5	11.0	0,34	0,06	0.22	2.88
	6	13.6	0,77	0.08	О.(У)	2.87
	7	17.1	1,85	0.13	0,02	2.87
	8	19.7	5.92	0.16		2.87
24ipu	1	4.5	0.05	1ДП	1.838	3.46
	2	5,0	0.11	1.67	0.642	3.13
	3	6,6	0.15	1.53	0.8246	3.01
	4	9.2	0.25	1.87	0.504	2.96
	5	11,9	0.40	2,31	0.22	2.94
	6	13.7	0,58	2.70	0.07	2.94
	7	18.6	1.47	5.30	0.01	2.93
	8	37.7	5.88	19,23		2.93_
г^Ри	1	4,3	0.01	1.67	1.033	3.34
	2	4	0.05	1.36	0.6Й	з.оо
	3	5,8	0.11	0.34	0.2846	2.89
	4 □	8.2	0.13	0.04	0.3002	2.84
		11,2	0.24	0.03	0.23	2.Я2
	о	14.6	0.45	0.05	0.10	2.81
	7	21,0	1,25	0,02	0.03	2.81
		8	36.9	6.10	0		
Продукты деления	1 2 3 4 5 6 7 8	6,5 8.6 10,4 12,3	0.02 0,07 0.11 0.21		3.767 1.908 0.499 0.343	
		13.9 15.8 18.5 28,3	0.38 0.65 1.58 6.49		0.20 0.21 0.04	
Приложения
563
1 ','а считал™;Т"pynnonb,c матрицы групповых переходов ,а счст УПРУнмо и нсупругого рассеянии							
		 ’‘В							
«*	2	3	4	5	6	7	8
1 2 3 4 5 6 7	0,43	0.008 0.65	0.002 0.0002 0,79	0.0001 0 0 0,57	0 0 0 0 0.39	0 0 () 0 0 0.34	0 О 0 0 0 0 0.06
1 3 4 5 б 7	0.47	0.003 0.57	Углерод 0.0009 0 0.65	0.0001 1 S 0,67	° 1 0 0 0 0.39	? 0 0 0 0,61	0 0 0 0 0 0 0,10
1 2 3 4 5 h ।	0.30	0,002 0.58	Кислород 0.0003 0 0.69	0 0 0 0.46	0 0 0 0 0,39	0 0 0 0 0 0.37	0 0 0 0 0 0 0.06
1 о to 3 4 6 б 7	0.52	0,09 0.69	11 атрий 0,003 0 0.44	0.009 0.0004 0.005 0,29	0.001 0,0004 0,0008 0 0,35	0 0 0 0 0 0,30	0 0 0 0 О 0 0.04
1 2 3 4 Б 6 7	0.79	0.16 0.31	Хром 0.04 0.0G 0,12	0.009 0,02 0 0.22	0,0008 0,01 0 О 0,28	0 0 0.0001 0 0 0,12	0 0 0 0 0 0 0.02
1 2 3 4 «> 6 7	0.75	0.20 о.зз	Железо 0,05 0.10 0.12	0,01 0.02 0 0.14	0,0008 0.01 0 0 0,28	0 0 О 0 0 0.07	0 0 0 0 0 0 0.04
564		Приложения					
			UR		Продолжение табл. в $		
	п	3	4	5	6	7	8
			Никель				
1 9	0.67	0.22 0.25	0.08 0.04 0,19	0.02 0.01 0	0.004 0.004 0	0 0 0	0 0 0
3				0.20	0	0	0
4					0.26	0	0
5						0.13	0
() 7							0.07
			Молибден				
г	1,09	0.39	0,08	0,01	0,0008	0	0
2 я		0.62	0.20	0.05	0.008	0	0
			0.23	0.04	0.003	0	0
о 4				0.17	0	0	0
					0.14	0	0
6						0.13	0
7			a-’Th				о.оз
1	1.20	1.01	0.34	0.07	0 00'	0	0
0		0,86	0.20	0.04	0.005	0	0
3			0.36	0,008	0.002	0.0004	0
4				0.36	O.OOJ	0.0604	0
5					0.22	0.03	0
6						0.08	0
7							0.02
1	0,61	0,73	0.26	0.06	0.007	0	0
2		0,58	0,24	0.05	0.01	0	0
3			0.28	0.008	0.0003	0	0
4				0.20	0.002	0	0
5					0,14	0.01	0
6						0.07	0
7							0.01

1	0,72	0,48	0,16	0,03	0,004	0	0
“	0,72	0.12	0,01	0.003	0	0
j	0.43	0.04	0.004	0.0006	0
5	0.29	0.02	0.002	0
Л	0.14	0.01	0
7	0.08	0
7	0.01
s»u
9	1.28	0.78	0,20	0.03	0.003	0	0
~	1.0а	0.42	0.01	0,01	0	0
4	0.33	0,04	0.005	0.0009	0
5	0.29	0.003	0.0005	0
б	0.18	0.02	0
7	0.09	0 0,01
Приложения
565
Окончание табл. В.6
'•В
./ / / / • 1 / ** 1/	2	L.O 1 1 1 J		6	7	8
мер Ц							
1	0.G6	0.60	0.19	0,04	0,005	0	0
2		0.64	0,15	0.03	0,006	0	0
3 t			0.31	0,05	0,01	0.0009	0
4				0,18	0,01	0,0005	0
5					0.13	0.02	0
б						0.09	0
i							0,01
			210 ри				
1	0.75	0,58	0.17	0.03	0,004	0	0
•)		0,60	0.П	0.01	0.003	0	0
3			0,33	0.04	0,001	о .оооз	0
4				0.29	0,002	0,0009	0
б					0,21	0,01	0
Ь						0.09	0
7							0,02
			211 ри				
1	0.62	0.77	0.34	0.10	0.008	0	0
2		0.57	0,06	0.01	0,002	0	0
3			0.76	0.06	0,004	0,0006	0
4				0.45	0,05	0.004	0
					0.19	0.03	0
6						0,07	0
7							0.01
			212ри				
1	0.47	0.39	0.14	0.03	0,003	0	0
2		0,40	0.21	0,05	0,02	0	0
з			0,26	0.02	0.004	0.0006	0
4				0,30	0,0002	0	0
					0,21	0.02	0
						0,10	0
7					•		0.03
1	2.12	Продукты де лепи я			0.007	0	0
		1.26	0.32	0.06			
9		! 40	0.42	0,08	0.008	0	0
			0.48	0.01	0,007	0.002	п
				0,32	0.02	0.003	0
4					0.20	0	0
5						0.21	о
6 7							0,04
Та б тип В 7 Доплсрояские приращении групповых сечений захвЛГнейгронов ядрами ' при изменят.» температуры от_						радиационного 700 до НпО К	
Четы ре* г рул новые сепення		ВосъMurpvиловые сечения	
Группа	лос	Группа	
1	0	1 2	и 0
2	0	2	О
3	0.004	4	0,0001
4	0.05	5	0.11008
		6	0.П04
		7	0.045
		8	0.26
ПОСЛЕСЛОВИЕ
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах играют особую пси,
в ядерной энергетике. Без расширенного воспроизводства ял- нзя энерп Гн
ка останется лишь эпизодом в истории энергетического пр 'водства нт
же средством решения частных энергетических задач Ос восирп, ”
водства открывает дорогу ядерной энергетике крупных м ов, долго'
временному обеспечению человечества энергией практик. ограничь
ний со стороны топливных ресурсов. Расширенное воспрпи > является
одним из примеров возможностей преодоления пределов ] связанных
с ограниченностью традиционных ресурсов Земли, за с льзоваии»
научно-технических достижений.
Несмотря на «приливы» и «отливы» в оценке актуальна шипенного
воспроизводства топлива в разных странах, соответств\ , ’ колебаниям
темпов роста и прогнозов по ядерной энергетике (такие кат и я свойствен-
ны любому переходному процессу), освоение быстрых р< ак  . «множи-
телен ^агодаря усяЯнях многих стран „сукно,,,,о „родвшаХ iZJ*"
В нашей стране работы по физике и технике быстрых петкадюв были
кХ“зом'до	“ 4°'е ™Ы ". «=«™ ег.; нХ«^“
БН-350 а затем и chip а Рв°го в мировой практике быстрого реактора
реакторам в!Х иТо^	ВН б0(’ Ра6°™ "°
программ В них вовлечены кр>П1|С"""14 современных научно-технических
и тохникй Ппоблеи, "1° НОЖество с"ециалистов разных Частей науки
студентами многих вузов специат^цпТ'юшн'^^183 топлива нз\ чаются
Проблемы и перспективы развития быстрых ??‘яСЯ ЯДерНОЙ *нергст,,кс
широкую научно-техническую общ^твСнно^т
торов-размножителей сосредоточена	"р'Л1Г414 Ра-
кшах, сборниках докладов „а Конфере,X, ЛТ' ’ Сп™"а-1Ь"Ы' ж*р'
для широкого круга читателей цн”х " вЛр\ги.х трхднодостулцых
бы итоги работы в M	"""K,,nr же- котаР« чммиром»
ю. Е- Базарова „др "тсхшХк “* Р-'сс™ "°™i нет (книга
тронах», М.: Атомиздат 1969 Lm пР<*мемы реакторов на быстрых ней-
лемы).	’	’ 1а Давно и охватывает лишь часть проб-
Этот пробел в нашей лнтераппе мпж-п
на русский язык книги амеоикчнгк-оу °АСГ В0СПвдннть настоящий перевод
^оры-размножнтели”?б«иы«^Т0р0в А у°™ра „ А Рейнатьдсз
Pergamon Press. Книга coaet ж 1 t'LTP01iax*. вып)щепной и здательством
ных разделов работы по быспшм обзоР современного состояния основ-
зумеется, специалист найдет злее. Pt актоРам- много полезных данных. Ра-
непосредственной деятельности -мтпг 0Чень много нового в области своей
ости, этой цели служат специализированные об-
Послесловие
567
„"проблемы в петом’ дТч людей’ hoih-tv™ ” ' с<х:та"|ием смежных областей
: «<><....о. ли» ;«а rt	"-™
подспорьем.	С|удентов киша является хорошим
Не вес аспекты разработки быстпит г,...,.,™
птпчжепие Гстеетвеяин Ь,СТРЬ1* реакторов ггашли здесь достаточное
OTIMmv HIR.. 1-Л II L I IR и ИО, ЧЮ ОСНППИГМ1 иптлн....»
11T0HCBHM ОХПЯЖПСИ..Г.М т ,юп магернил КНИГИ посвящен реакторам
* натриевым охлаждением, отражены в проблемы газоохлажтаемых оеакто-
""	риктрач\Х^X
иы пяботы по гетеп >г >'* В1,ОПЬ ВозР°с« Недостаточно, на наш взгляд, отраже-
.м ,	“проН(|||14М композициям активных зон, обладающим боль-
|П!1	” "OBl,,l,5Clnni воспроизводства, выгорания топлива и
дРх I их к 1ЧНСТВ быстрого реактора. В библиографии крайне скудно представ-
лена к1 псиная литература но быстрым реакторам.
ы киша Уолтера и Л. Рейнольдса, несомненно, найдет
i круг читателей, работающих в ядерной энергетике или инте-
ресующих я ею.
‘а и поручение издательства написать к ней послесловие дают
повод ег р. з взглянуть на итоги работы по быстрым реакторам, обсудить
новые ЧН н пути их решения. Задачи расширенного воспроизводства
Топлив i И" могут быть шшяты вне связи с развитием ядерной энергетики
в целом ilpii <гг>м xfi.i воспользуемся оценками, относящимися к мировой
внеры которые, конечно, дают лишь некую усредненную картину.
Ситу; । с топливом и энергией в разных странах различна, различается
и пол ! в отношении ядерной энергетики. I I хотя возможности носпронз-
водст । топлива были поняты физиками уже в 40-х годах, естественно, ядер-
ная эн ка началась не с бридеров, а с более простых реакторов, сжи-
гающих един твенный пригодный для выработки энергии природный нуклид
«*»(' Даж и при его содержании 0.71 % теплотворная способность природ-
ного урана в -том < лучае более чем в |0‘ раз превосходит теплотворную спо-
собное тъ обычного топлива, на чем и основаны экономические преимущества
современной ядерной энергетики. По сравнению с традиционной энергети-
кой р' 1ко сокращаются объемы добычи и транспорта топлива, чго с лихвой
компенсирует более высокую стоимость АЭС. 11е менее важны и положитель-
ные экологические и социально-экономические сдвиг и, связанные с ядерной
энергетикой I Скопленный за 30 лет после пуска 1Jepsofi АЭС мировой огГыт
Демонстрирует явные преимущества ядерной энергетики с точки зрения
BO31- йствня энергетического производства па окружающую среду. Ядерная
энергетика переносит центр тяжести энергетического производства с топлн-
водобывающнх отраслей и транспорта на современные ""дуепшальные от-
расли тем самым способствует повышению производительноегн общее пив-
ного труТа сокращению в нем доли малоквалифицированного и тяжелого
ZhmSkoи. ТРУ ‘ то, безусловно, соответствует общему направлению
1 ког труда. II ;	Ядеоная энергетика способна оказать
социально-экономического прогресса.	г
птодотвооное влияние и на международные отношения в гои их части, кото
ЧереЖтое ня облом, связанных с ограниченными и неравномерно рас-
мсре ооострсння лрои.|с.|.	топлива в первую очередь нефти и газа,
пределеннымн ресурсами обы “ог >	стадь быстриГ1< как
Под влиянием э ''^^Д^.’^иомерный но странам мира, но иеуклон-
ожидалосьлст 10-15 иашД- ’^сейчас обск-ггечиваегбадее 10 % мирового
иый рост ядерной энергетики.par 3 %	ТОПЛ11|ЖОГО баланса,
производства электричества» т, е.
563
Послесловие
Современное развитие ядерноп энергетики происходи а чс р<акторов 1|д
тепловых нейтронах, главным образом с легководным охлаждением. С>Ю1.
гающнх в основном 2;i5U. Согласно оценкам располагаемые ресурсы относ»,
тельно дешевого урана обеспечивают экономичное производство энергии 11а
АЭС сейчас и в ближайшем будущем.
Нов полном мере потенциальные возможности ядерноп энер1етнки могут
быть раскрыты н использованы лишь при достижении ею кру иных масштабов,
позволяющих покрыть значительную долю тонливно-эпергетнческих
потребностей. На этом пути ядерная энергетика встречается со своими собст-
венными ресурсными проблемами. При теплотворной способности природ,
ного урана более 104 т у. т. т (I т условного топлива равна 7 • | 1' ккал) нр)(
сжигании только 235U экономически оправдана его добыча лишь из место-
рождений с концентрацией урана в руде выше 10“4 (10 lit общего
количества урана в земной коре 10й тлишь ничтожная доля (5 20 млн. т)
находится в подобных относительно богатых месторождения: основная же
масса урана рассеяна в порах с малыми концентрациями ( 4 |рд д солей
урана растворено в воде мирового океана, много большие к. л i i ства содер.
жатся в гранитах и других породах).
Современное мировое производство первичной энергии (иштельно
эквивалентно 10 .млрд, т у. т. в год, в следующем вею он i ж но, вад.
растет в 3—4 раза. Отсюда видно, что ресурсы относптсльн ного урана
(70—300 млрд, т у. т.) недостаточны для ядерной энерн	торая сос-
тавила бы значительную часть, скажем, половин). миров тспнгско
го баланса. Эти величины близки к ресурсам нефти и газа и юк Н(|Же
ресурсов угля.
Дело, однако, решительно меняется при вовлечении в ifi топлив-
ный баланс ядерного сырья — 2:,4U. M2Th — путем его перерибжки в WK)t.
ственное ядерное топливо *'&Рн, -яаи. Процесс воспроизводства телящегося
•материала протекает в любых реакторах. Именно ради паду ш ипя таким
путем - Рп для ядерного оружия были построены первые яд< ны< реакторы.
Влияние процесса воспроизводства па потребность ре .кто oi в природ-
ном уране зависит от отношения скорости накопления топлива к скорости
к-кЛ'^ХЯ.’	конверсии »лп «иффяшхим !><к„рОизв<Лспа
и ’... Р я св0 чеРедь определяется балансом нейтронов в цепной реак-
Для современных энергетических реакторов на тепловых нейтронах
с легководным охлаждением (ЛВР) КВ « 0.54-0 6 При К В < 1 с X «
количество урана, которое может бып «-пл-прппи
упана ппк «нпт^оти„. г °ыты.°жжию нз каждой тонны Природного
рана при многократном облучении в реакторе, составит в и i  ib пр случае
(без учета потерь вне реактора)	шкальном случае
лт-лли	...==x (1-КВ;.
ГДеПр7кВЦЛ’о^Ц,,,Я В пР,1Р°Д«<>м Уране.
теоРнУюспособн^ть урана np^iMepHo'eaBoe10151 позволяет увеличить тспло-
связаиа с переходом от совремеююго от^оы^Т',‘'3аЦ,,Я 8озм0ЖН0СТИ
никлу Этот переход, однако, станет рентабетю^ “ 3аМКН>том> топливному
родным уран повысится так итп Л/	л|,шь ког^а 1‘еиа на "Р”’
на обогащение скомпенсирует довадьноЯйВ Расходова,!«11 " в затратах
переработку и фабрикацию смешанного сик,,е затРаты на химическую
жен и е этих затрат потребует VRf ' Г0 >Ран’плУТон невого топлива. Снн-
дивной загрузки.	' ' ичсн,,я глубины выгорания каждой топ-
Послесловие
569
Указанные значения КВ гшгкпппчт
и Pl) но ЯВЛЯЮТСЯ Iipcu-IOM и , !’(?акт°рнв С ОКИСнДНЫМ топливом
переходе к Г.о.тео ЛХ*	к'"' "°-'""'™ * ~ 0Л
расходы природного урана (т е „.Т
Liioniiui) могут бин .	 Ill’ll W>'i|Ute< я па единицу выработанной
энергии) мог\т быть снижены примерно втрое. В этом состоит крупный
nViR-Hii/iH^	110 " е1° 1’сг,лизг,1и151 ,1е Дает еще радикального
Р1	_ НЧрсов урана, которая достигается лишь при КВ > I.
«knU 11ПОйпЯП1мв»ГПОЧТЯ Полное (В8 ВЫЧЕТОМ неизбежных
110,11'’	। < । и в плутонии, что увеличивает теплотворную спо-
собах л ур.ша примерно в 100 раз, т. е. до более КУ т у. т./т. Топливные же
ресурсы |Д<-рнон энергетики увеличиваются при этом много больше, так как
< тан( । •копомичгски рентабельными урановые руды с малыми кон-
центрациями.
т.н и. Moi \ i быть сделаны сколько-нибудь достоверные оценки,
но я< то при освоении расширенного воспроизводства (КВ > 1) урана
досы 1 । шг|)ПмХ>еспечения человечества по меньшей мере па тыся-
челетия.
Лвто| зи книги наглядно показаны возможные пути усовершенствова-
ния л< водных реакторов, связанные, в частности, с использованием
в ’ом цикле для создания реактор а-раз множителя на тепловых
немг|чн с КВ 1,05 1,1 Проблемы этого направления, кроме малого
запас; КВ. * остоят в необхиднм<х’тн перестройки топливной промышлен-
ности 1 I на Th. в высокой активности топлива, осложняющей технологию
его <| кашш (из-за больших концентраций ar2U с высокоактивными про-
дукт.imh р.п пяла), в ограничениях па глубину выгорания и на поток нейтро-
нов. < ; мнных со снижением КВ из-за поглощения нейтронов продуктами
деления и выгорания протактиния. Возможно, что использование цикла
Th I начнется нс с реакторов-размножителей, а с тепловых реакторов
современных типов, в которых при глубоком выгорании топлива могут быть
получены КВ^О.8 0,9. Для начальной загрузки и для подпитки таких ре-
акторон U может быть произведен в ториевых экранах быстрых реакторов.
Ьолс< высоким потенциалом воспроизводства, причем в цикле IJ — Ри,
обладав »т реакторы без специального замедли тел я иен гронов, т. е. реакторы
на быстрых нейтронах. С р()СТом энергии нейтронов несколько рас гет среднее
число мгновенных нейтронов в акте деления, по главное ЭТО снижение
величины (отношения средних сечении радиационною захвата и деления)
и увеличение вклада нейтронов надпороговою деления сырьевою материала.
Хотя идеальное течение К.В в быстром реакторе с плутониевым никлом до-
стигает 2 5 в реальном реакторе оно оказывается много ниже из-за замедле-
ния и поглощения нейтронов конструкционными материалами, теплоноепте-
лем. продуктами деления и другими компонентами. Jiiinb специальным под-
бором слабозамедляюших теплоносителей (жидкии металл, газ или водянон
пар) я другими мерами удается поучить конструкцию, обеспе-швающую
""“rXIXv	SZm I'—рам п Я<>,Ак,»,СгаЛл„.,еск„м
(нацженыч! охлажлеиисм наколл»' неммин опыт |вк.|к>’М» чиданпе 1к-
\натри<ным| охла/ьд	псакгопов более чем |0-летцюю эксплуата-
скодькнх небольших ' ’ ’ L1K ro|Jof) БН-350 (СССР). Phenix (Франция),
W Z'aSrc'S ""Хата'кпи находите» „еактор Ы !-««, (СС. Р).
Hi К (Англиял.с	еще 6олее мощного реактора Super-
pSx.Tm" Bpi «р» ра-.рабагымюте» проекты АЭС с быстрыми реак-
торами лзя серийного строительства.
570
Послесловие
Создание энергетических быстрых реакторов потребовало решения м„0.
гнх сложных научных и технических проблем. Остановимся лишь на неко-
торых моментах, относящихся к современном) состоянию и перспективам
этого направления ядерной энергетики.
На вопрос, когда начнется широкое строительство быстрых реакторов,
в разное время л в разных странах давались и д<пок.я разные ответы в зави-
симости от ситуации в энергетике и в топливном балансе и от прогнозов их
развития. Сейчас, когда несколько сгладилась острота эш piетического
кризиса, вызванного в западных странах резким повышением ши на нефгь
странами ОПЕК, когда застойные явления в их экономике наряду с успеха'
ми во внедрении энергосберегающих технологий привели к снижению Тем,
пов роста потребностей в энергии, наблюдаемые и прогщипр - мые темпы
развития ядерной энергетики оказываются много более i изкнмн, чем это
ожидалось 10—15 лет назад. Более низки и темпы расход. .я ресурсов
относительно дешевого урана, которого хватит еще на . олько Десяти-
летий развития ядерной энергетики на основе реакторов со	пых типов
Цена урана, начавшая было резко возрастать некото|н вр	назад, ста-
билизировалась if даже начала падать. В этих условиях сии  ь и актуэдь-
ность задачи скорейшего внедрения воспроизводства тог в яД'фиую
энергетику. Но, во-первых, это лишь некоторая усредни ,и ршн.и Я но-
гне страны, в первую очередь бедные собственными эн, pi	ми ресур-
сами, продолжают прилагать большие усилия в развнтн! я । «ш ргети-
ки. Во франции на АЭС производится уже большая час’	•‘И'ргкн.
эта страна активно развивает и технологию воспроизведет шва, зклк>
чая быстрые реакторы и установки ио переработке облуч. топлива
Ускоряется развитие ядерной энергетики в Японии, в и е шне годы 
в ФРГ и ряде других европейских стран. Советский Союз, хогя и имеет об-
ширные топливные ресурсы, в связи с удаленностью тешл виы.х баз от ос-
новных промышленных районов прилагает значительные усилия к развитию
ядерной энергетики, прежде всего — в европейской части страны
Во-вторых, слишком далекая экстраполяция сложивших я к нас то шкму
времени условий едва ли правомерна. Возможности энерго».'им ающей тех-
нологин ограничены, а рост народонаселения, исчерпание богатых место-
RwS-p'rn "р,,родных Р^-.'-рсов и рост электропотребления для их добычи
пазпывп в чк™™Ле'1НСМ Разв,|Вающ,|ХСЯ стран к преодолению огромного
но развитых стп-jh Г?0* >ров,к' (внергопотрейленме на жителя промышлен-
пировать пост ппоичпп Р33-ВЫ1Цс среднего в мире) буду т постоянно сигму-
ресуосами угля и ш. Дства эиерп,н» который может быть обеспечен лишь
основе новой технпппг!Н°Гп Т°,,Л1!Ва’ причем в обоих елхчаях — только на
переработка облученного топчина^об™ Э,1ерГет"ки — это воспроизводство,
тивных отходов для та °ПЛ Ва' ^ршденне с большими массами радиоак-
чая газификации” переработки (вклю-
вредных выбросов. Пропорции' ^отопТ^’ б°РЬбЫ С ОГРОМНЬ,*,‘| М8СсаыИ
между углем и ядепным тпАУ ’ ’ КоторЫе будут складываться в энергетике
гой технологии. Позиции япрпи°М’ зав1,сят от успехов в развитии тон и ДРУ*
учитывая ее экономические5 ТкатопХТ”*” В П°М соревновани,! ™льнЫ-
пенное практическое решение ппХа К “ Др>'П|е преимущества, посте-
сложная система лицензирования^стоящих «а ее пути. Например,
достигающие в США 10 тети г, .,г 1 длитедьные сроки сооружения АЭС,
капитальных затрат и пиекялпа » приВодят к значительном^ увеличению
вводом двух блоков АЭС «тЛЛ-ЭЛеКТ<?0ЭиергеТ|,чес’(их фирм’ Но в 1984 г.
икахама» Япония продемонстрировала возмож-
Послесловие
571
гГХ1ТРУЖе,'НЯ Д°39мес- Во фРа’"^ Разработаны и
в пгхлгдшц 1ОДЫ (кхпщтвдепы меры, позволяющие использовать АЭС не
только в базиспои час J”’рафика работы энергосистем, но и в режиме слеже-
ни я за па |\ \(	. , ,Р завершается сооружение первых атомных стаи-
ПИЙ теплоснабжения, работают и строятся атомные стапцип для совместного
производи та элемричества и тепла. Все это служит значительному расши-
рению обла< гн применения ядерной энергии. Этому же будет способствовать
внедрение в промышленность высокотемпературных гявоохлаждаемых реак-
торов, по созданию которых накоплен большой опыт в Англии, США и ФРГ.
Во Франции успешно эксплуатируются Заводы 0Р-| и UP-2 по радиохими-
ческой переработке облученного топлива АЭС производительностью по
400 т год
|1м' ШШ место вварки на АЭС, в том числе и крупные, как на АЭС
«Три Майл \Йленд» (( I11A) заставили выработать и осуществить меры по
дополнительному повышению надежности и безопасности реакторов.
[1р	-.с в ядерной технологии позволяет рассчитывать на преодоление
нсуст< иности и колебаний, на постепенное ускорение развития ядерной
эн<|Ч ' Т . распространение ее на новые страны и новые области эпергети-
ческ< । • н нюдстпа. В этом случае в течение 40 -50 лет может быть созда-
на я i pc I энергетика масштаба 10 млрд, т у. т, в год, которая покроет су-
ществ' ю чао». мировых топливно-энергетических потребностей. При
нспо.1	। пн современных тепловых реакторов на 2:tf’U такой уровень
мощно» । . АЭС потребует количеств природного урана, выходящих за преде-
лы м ж нма ibiiwx опенок ею ресурсов. К этому времени ядерная энерге-
тика л-ижна быть переведена, следовательно, на искусственное ядерное топ-
ливо 11 норе од к воспроизводству может быть лини, постепенным, он
займе не менее двух-трех десятилетий, а поэтому должен начаться за-
6лзгой| 'менцо, в пределах этого века.
В этом г гн гонт и звсстная трудность быстрых реакторов: их строительство
условиях"нспр'/т<) (Аг’печить их экономическую конкурентоспособность
ДОЛЖНО начаться, когда урана еще много и цена на пего невысока, а в этих
м товнях непросто обеспечить нх экономическую конкурентоспособность
с современными реакторами. Придется отказаться от примитивного эконо-
мического подхода, ориентпруютбгося лишь на близкую выгоду в ш>льзу
более широких и дальновидных подходов к экономике, что все мще и инне
приходится делать по мере приближения к границам традиционных рссур-
сов км 1 и Впрочем, и сама экономическая практика будет этому сиогобс
Uчать опыт современной энергетики показывает, что ограниченность тои-
Хых ni x псов сказываете я на их цене задолго до того, как они исчерпы-
ваются Наоячх с другими факторами этому способствует «динамическая
рента; в uelc U U) урана, которая приводит к ее опережающему росту по
отношению к росту затрат па добычу з < ).
Ц(/) «з(/-Н ?)
лло1|ио 7-^10 %/год это опережение
При коэффициенте днеконтир в- ! ~
составляет 10—15 .ют.	нчтпиевмм охлаждением и оксидным
Современные	превышающий единицу (КВ « 1,24-1.3). и
топливом имеют КВ. надежно п аКТИВ11ой зоны, топливу, оборудова-
ли неоценимые сведения по физн	топливного цикла. И все же
нию. В связи с ними	реакторов, по существу, опытных, еще не
современное поколение быс Г	и экономических характеристик,
достигает показателен doc пр о»
Послесловие
512
которые обеспечивали бы решение задач создания крупномасштабной ядер.
Н°С\ЭществУ1от различные подходы к целям разработки быстрых реакторов.
Один из них требует достижения экономической конкурентоспособности
с современными реакторами, оставляя задачх повышения воспроизводства
на будущее В качестве главных задач проектирования выступают при этом
снижение удельных капитальных вложении Л, руб кВт, и увеличение глу-
бины выгорания топлива zy МВт • сут кг. Этот подход и.юд<>п ирен, гак как
без повышения экономичности быстрые реакторы не имеют шансов на висд.
ренне в практику в близком будущем, пока цены на уран относительно
низкие. Действительно, капитальные затраты на современные быстрые реак-
торы, даже при большой мощности (Super-Phenix-1200), более чем вдвое пре-
вышают таковые для легководных реакторов, фабрикация смеша иного
U — Pu-топлвва обходится в несколько раз дороже, чем уранового топлива,
химическая переработка также дорога. При низки х ценах на уран это хдорц.
жанне не может быть скомпенсировано снижением потр- синя урана и
отказом от его обогащения. При современных цепах ат. д	iMx.ru обога-
щенного урана в стоимость ядерной энергии не превышает :	, и лишь пя-
тикратное увеличение этой стоимости может оправдать пере  i Солсе доро-
гим (в 2 раза) реакторам. В этом случае ядерное топливо. . инее всего,
проиграет соревнование с углем.
Но конструкция быстрых натриевых реакторов наряд' • н настами,
ведущими к их удорожанию (три контура охлаждения.	разогрева
натрия, меры против его утечек и пожаров, более сложная ч перегруз-
ки топлива), имеет н много преимуществ перед конструкт ^охлаждае-
мых реакторов (низкое давление в реакторном коитхр . вы- термодина-
мические параметры, позволяющие достигать коэффицн» it * того дей-
ствия 37—42 % вместо 30—33 % для ДВР, компактность активной зоны и
т. п.), создающих потенциальные возможности для си нения удельных
затрат Лбн. Например, выполненные во Франции прор откн реакторов
Super-Phenix-1500 указывают на возможности уменьшения отношения
Лвн Алвр с 2,1 до 1,5 и даже ниже путем оптимизани /юру доза и и я,
снижения металлоемкости. Большие возможности имеют быстрые реакторы
11 Д'™ повышения средней глубины выгорания топлива с 504-7(1 до
кл " CV Kr 11 выше (по сравнению с 30 и в п рспектнве до
50 .МВт • сут/кг для ЛВР).
Повышение глубины выгорания топлива быстрых реакторов сдержи-
вается, главным образом, повреждением конструкционных материалов бы*
1,еитР„онаМ|‘- Но уже сейчас испытываются улучшенные типы аусте-
МмР^"ален’ а также стали ферритного и близких к ферритному классов,
и пчпняпи5Н0Г°'-МеНЬШНе по сравнению с аустенитными скорости распухания
тятпп ппппгН °И полз^чест,(-под действием нейтронов. Реализация резуль-
риевых пеактлп и Л< Д0Ва,1И1* Резко увеличила бы возможности быстрых нат-
С ТОЧКИ зпенля В Аостиженки экономической конкурентоспособности,
костями Обладатн бы б!ЧеСК0Г0 подхода’ может быть, еще большими возмож-
ным паром ннтеоес к кпСТ₽ЫС РеактоРыРазмнол«тели, охлаждаемые водя-
ние годы. flooVriKLa орым бшо почт« Угас, но возраждается в послед-
даемые реактонИ пячм.УаТ₽ИеВЫМ РеакТ0Рам в воспроизводстве, пароо.хлаж-
разам о/соврсуенпьиГ 1В₽Т1. M"° “™“'™ж-ь бы по капитальным заг-
зуя накопленный ппыт и яв^ись бы их прямыми преемниками, нсиоль’
кости.	И развитые технологию и производственные мот-
Послесловие
573
z ,	„ ,Т|. шигт 4 111 ,к т ”а пеРвый план улучшение характеристик
безонаш i I1, ' их динамических качеств, обеспечение наиболее
надежного расхолаживания в аварийных ситуациях. Этот подход характерен
для последних проектов, выдвигаемых фирмами США, в которых рассмат-
риваются реакторы относительно небольшой мощности [300 и даже 100 МВт
(эл.)1 и р-к< ни гываюгся па экономичность за счет максимально заводского
изготовления реакторных блоков, поэтапного ввода мощностей многоблоч-
ных АЭС. сокращения сроков строительства, монтажа и лицензирования,
что особенно важно для ядерной энергетики США.
11 вс" же шансы быстрых реакторов останутся проблематичными, если
они не пр демонстрируют возможности решения главной стратегической сво-
ей зад >чн- перевода ядерной энергетики па расширенное воспроизводство
топлива. >та задача должна быть решена уже в период создания крупной
ядерной •ж-ргсгпкп, когда темпы роста высоки, что является осложняющим
факторе*1 . I» т 20 назад, когда темпы роста электроэнергетики мира были
высоким! . со « 7 % в год, а в некоторых странах и выше, считалось, что
главным требованием к быстрым реакторам является достижение короткого
прем. . л \двоения плз гоняя Т« In 2Аовр  10 лет, так как темпы роста
ядер! энергетики должны быть выше общеэн ер готических, а темпы роста
рсак -размножителей мщи еще выше. В качестве необходимых назы-
вал in i эн. 1С1ШЯ Г2 v 7 лет и даже 3- 4 года. Сейчас ситуация изменилась,
темпе • та снизились, и маловероятно, чтобы они на длительном промежут-
ке вр	ни превысили со к 34-4 % в год. В этих условиях время удвоения
для	.торов размножителей Г, « II) лет является приемлемым. Удельная
загру ’Ь1 Ри в реактор и в предприятия внешнего топливного цикла
qtn псят от длительности последнего и при 7’11И » 1 "уд" ........
в сумме примерно яГ1||	+ Диц ~ !
Т2 In 2 • gsn г » 10 лет, удельное
быстрым реактором должно быть не ниже г
1 года составляют
5 т Ри /ГВт (эл.). Чтобы достичь
производство избыточного Ри
о 3 т • р|1 —
’ ГВт(эл.) • год
Избыточное производство плутония г связано с избыточным коэ(|м}ин1нен-
том воспроизводстве BG ~ (КВ - I)* 1 следующим образом.
е),
Л
где С 0,365 т осколков (ГВт (т) • год); Ч/~
т, ~ io .^x:rs.«.ж
' ...................................
XZ Ж Ъ«иГ «ол.дата, Ри. задерживаемого „не реактора.
.	~-ва\т
gl.H ~ т) 1	1
(X ~ 0,1 тРи - концентрация Ри в топливе; z - средняя глубина выго.
рання) оказывается близким к зацтузке в реактор
	......О «Г	. ..  <»«-»	" “ «*">
что нормировано на одну делся не»
гле t « О 365 Т осколков (ГВт (т) . год); ц - Ю 1Д; Ф «0.8 - коэффициент
использования мощности реактора при Рабо17Д^"^
• дол я делен и и сырьевых ну клпдии. iiu?
» ID лет требуется КВ > 1, 4, тогда как быстрые
‘охлаждением и оксидным топливом имеют КВ »
ijicavci v-ni.чт0 современная
пикта рассчитана на топливо с выдержкой после облучения
цикла |	.....и,, ™ доживаемого вне реактора.
mi
2
574
Послесловие
Sp
Xp + J-BCjr,,
или даже превышающим ее при длительности кампании топлива Гр |t5^,
2 года. Значение s'bh падает с увеличением глубины выгорания, но главный
путь снижения количества Ри, задерживаемого вне реактора, — это сокра.
щение Тт, в первую очередь, времени выдержки, что требует разработки
средств транспортировки, разделки и переработки более активного топлива.
Следует заметить, что темпы ввода быстрых реакторов будут, скорее всего,
определяться нс балансом плутония, а ростом потребности в новых ядсрных
мощностях, готовностью машиностроительной и топливной промышленности
и другими внешними по отношению к быстрым ректорам факторами. Даже
если в какой-то период времени обнаружится нехватка Ри для ввода реак-
торов-размножителей, они без существенных экономических потерь смогут
загружаться смесью Рп со слабообогащепным ураном (это в годнее, чём
пускать быстрые конверторы на высокообогащенном урат ш). Г тому нет
необходимости в существенном сокращении времени удвоения по сравнению
с Г, « 10 лет. Однако дальнейшее повышение КВ быстрых реакторов по
сравнению со значением 1,4 оказывается целесообразным ш <м сообра-
жениям, связанным со структурой крупномасштабной ядер. • иргетикн.
Существует ряд доводов в пользу многокомпонентной яд энергети-
ки, которая включает в себя как реакторы-размножители т тепловые
реакторы, удовлетворяющие своп топливные потребности за с г быточного
воспроизводства Ри или 2:tJU реакторами-размножителями 1ростсйший
довод — чисто экономический. Если реакторы-размножители ят дороже
тепловых реакторов, но производят много избыточного Ри и Г, то уча-
стие тепловых реакторов в системе ядериой энергетики им- г шр< деленную
выгоду. Из условий баланса делящегося материала можно тн число
п тепловых реакторов, которые могут обеспечиваться топливом о h im реакто-
ром-размножителем той же мощности:
И — 1,ЛВР 56—<3V Thp
'1 бр I ^Члвр I '* M.v ТЛВР
гдейСдвр отрицательное значение избыточного вое ирон воде тва теп-
лового реактора; т =	_ время выгорания делящегося топлива в рсакто-
_ 1 dN
7Т{Г) Tt темп Р^та мощности А’ (/) ядерной энергетической сис-
темы.
яяеоным топ1^^°пНТеЛН СТ0ЯТД0Р°же- но зато обеспечивают всю систему
телями нал зато ятя ревышен,,е затРат на систему с реакторами-раьмножи-
реактопов гиМИ *'а систем- T0'f же полезной мощности, но без этих
на эту вторую ,.'rTLw затрат на обогащенный уран), отнесенное к затратам
печение системы е -я’ °П^еДеЛЯет относнтельные затраты на тонливообес-
фективность ^rфoизXcXlMИ^3fe,TИTедЯIЩ,, т’ в< эко»ом“ческУю
писана в виде- Р ГВ ’ J а безразмерная величина может быть за-
\ \пвр
затраты на переработку»
о есть аналог относительных затрат на обо-
Послесловие
575
гашенный уран в современной nnrmtini’t
oti 0 "-Эконом И чес к 1st ппч, „ ЯДС1 011 энергетике, составляющих около
2 пп1й; чз• n-m‘	• КП,П’Пзи(,Дсгиа состоит в том, чтобы сохранить
т0‘	' пепсхот ПЧ нп 1п'°" эир'яеТИК" ННЭК»«» при удорожании урана, и
110Э	1	- шин Р('н'воде тио должен оставить значение в сущестйен-
но меньшим I ДИНИНЫ (в этом ведь и состоит главное экономическое преиму-
щество ядерноп энергетики перед обычной). Выражение для 1J показывает,
ЧТО бьк грт реакторы с высоким коэффициентом воспроизводства, т. е. при
11 а 1 • 1'*	снизить экономический проигрыш, связанный с их
дороговизной, вдвое по сравнению с реакторами с невысоким КВ (п « 0).
Др}in доводы в пользу многокомпонентной ядерноп энергетики связа-
ны с удовлетореикем различных энергетических потребностей, со сложной
струит р1 и энергопроизиодства. В настоящее время ядерная энергия нс-
полн'Д' гея почти исключительно в электроэнергетическом секторе, который
заннм.ас в разных странах 20- 30 % в общем топливно-энергетическом ба-
ланс U ) Ьезусловио, электроэнергетика — наиболее прогрессивный и
быстро, щнй сектор шсргопронзводства. Интересно, что в последние
годы ыи[с застойных явлений в мировом энергопроизводстве электро-
9Ш'р1 <   1 продмжает развиваться относительно высокими темпами. Этому,
в ч л пособствовало преимущественное использование в этом сек-
торе. у черного топлива, удорожание которых происходило болев низ-
кими  лн по сравнению с удорожанием нефти и газа. Но этим причинам
можн 1;
топлив ।
1игыв.1Г1 , что в рассматриваемый здесь промежуток времени доля
Г )Ь. расходуемого на выработку электроэнергии, увеличится до
., что, кстапг, обеспечит хорошие перспективы для ядерноп энер-
П ГЦ1 Н".  первых, электроэнергетика также имеет свою структуру, ка-
кую-то часть " по-прежнему будет выгодно обеспечить углем и иным топ-
ливом. а В Другой части (например, для покрытия все увеличивающейся пе-
ременной составляющей графика нагрузок в системах) по экономическим и
тсхнг Х.КНМ причинам выгодно использовать более дешевые и менее напря-
женные тепловые реакторы, тем более, что в переменном режиме снижение
, для реакторов-размножителей ведет к снижению темпа воспроизводства
Ри Во вторых, применение ядерноп энергии в неэлектрических секторах
эш ри г ки также весьма вероятно и начинается уже сейчас — производство
низкоп мпгратурного rcu.i.i для бытовых и промышленных нужд вместе с про-
изводством электричества (АТЭИ) или даже без него (АС Г). Можно ожила гь
И ж ПОЛЬ овация ядерной энергии ДЛЯ обеспечения промышленности
и выс-копотснциальным теплом. Важность подобного Раси,''Ррни"
использования ядерной анергии связана н с тем.	в улети“r, v i ifr
эшог.чики в большинстве случаев приходится иснользова1Ь дорогие и де-
финитные нефть и газ, вытеснение которых ядерным топливом было бы паи-
более fblh ктигшым. В некоторых нз этих новых для ядерной энергетики об-
1 . - т цг«> нпимеиение и быстрые реакторы, но во многих, если не
пастей найду г с I , (!реимуществами будут обладать разные типы теп-
в большинстве, -• Р а Ц]1]1 теплоснабжения, производство высоко-
ловых реакторов (ат^ные станции	га30. графитовых ре-
потенцнальноготепласWpuix реакторов в силовых уста-
акторов, нецел родственг	1	1( т „у Обеспечение большого каш-
S’SXZktZ?	сгада,,ия рмкта-
рои -размножителей с	„с„мьзова| тепловых реакторов
Чтобы достичь "	.-IBP Ж « -0,7). иеобхо-
с топливным балансом на ИзбыТ011НЫМ коэффициентом воспроизвод-
днмы реакторы-размножители
Послесловие
576
— 0,3. Но задача повышения КВ быстрых реакторов и
< тв1 BG-> 0 7 что принципиально возможно, но сейчас выглядит Довольно
2Хной?адачей. Вероятно, придется усовершенствовать и тепловые реак.
X Выш^мы говорили о легководных реакторах ДЛЯ которых возможно
достижение BG х — 0,3. Но задача повышения КВ быстрых реакторов и
в этих случаях остается актуальной.
Эти доводы в пользу повышения воспроизводства относятся к будущему
н не всегда убедительны для тех. кто заботится о повышении экономичности
ближайшего поколения быстрых реакторов, но внимательный анализ пока-
зывает, что увеличение КВ, кроме увеличения произволе тиа I ц, дает воз-
мощность улучшить и другие качества быстрого реактора, вктючая глубину
выгорания, КПД, время работы между перегрузками н т. и., и что воспроиз-
водство является поэтому одним из главных факторов, влияющих на эконо-
мику.	,
Улучшение характеристик воспроизводства требует уж ) i пия нейт-
ронного спектра, т. е. снижения концентрации замедляют .. к мпонентов
активной зоны по отношению к топливным. Так.натрневьн (Лоноситель
снижает КВ быстрого реактора примерно на 0,15 0.2. и не, ।. к газовому
охлаждению приводит к соответствующему выигрышу Н Ф ути есть и
своп проблемы, но можно ожидать, что развитие высокотемиер тых газо-
охлаждаемых тепловых реакторов (ВТГР) стимул пру гт в бу г и работы
по быстрым реакторам с гелиевым охлаждением. Для реакт натриевым
охлаждением повышение КВ связано, главным образом, с I м от оки-
си к более плотным топливам — мопокарбиду UC — Ри< • зпоиитриду
UN — PuN или же к металлическим сплавам U и Рн. Эти вг илива и зу*
чаются уже много лет, проблемы практического их псиол я решены
еще не полностью. Болес близкой к реализации являете я рогенмая»
активная зова.
Идея такой конструкции состоит в использовании в акт, и зоне дв\х
видов топлива, делящих между собой основные функции реактора — про-
изводство энергии и воспроизводство плутония Уже иеппль ю&аннс в ак-
тивной зоне двух видов твэлов —из смешанной двуокиси UO; PuO, и из
диоксида обедненного урана UO2,— позволяет получить ш который выигрыш
в КВ за счет большой плотности топлива втвэлах второго типа Существенно
больший выигрыш в КВ достигается при использовании в  прои зводящих
твэлов из обедненного металлического U. Эти твэлы имеют много меньшую
мощность и глубину' выгорания по сравнению с твэлами из смешанной дву-
окиси, что значительно облегчает условия работы металли ческого урана,
менее стойкого к высоким тепловым нагрузкам и накоплению продуктов
деления. 1акнм путем удается уже прн соотношении металлических и оксид-
ных твэлов 1 : 2 достичь КВ « 1,5-у 1.6.
стнРп ммпй"е общсг„0 адет и к увеличению коэффициента воспронзвод-
р ГПЛПХ.-О ,акт,|В|!0|( 30не (КВА). При достижении КВА ж I концентрация
.... MnrirJ^T4 измеяяется с выгоранием .мало, что способствует стабилизации
чи ее nervn.mn МеНЬШе11ИЮ измене,1,’й реактивности, т. е. упрощению зада-
пеоегоузкямн В^НИЯ’ -вел,,Ченню Длительности непрерывной работы между
Сбовок'созэяет ппТЛИЧеНИ1° ГЛ>’6,|НЫ выгорания. Стабильность мощности
ченная паботп<'п^^ОСЬ1ЛК,[ 11 для отказа от толстостенных чехлов, ограни-
главных слеп ж пая m Н0СТ t К'0Т0^ЫХ является в настоящее время одним из
ва не говооя гж₽ ФактоРов в увеличении глубины выгорания топлн-
быстрых ХтоХ НХ ВЛ1,Я,,,,|‘ на КВ Услов"е КВА « 1 лтя больших
подбором₽конфигурацак “ктаваой зХ"	0&спетвю
Послесловие
577
и,ix реакторов при реше-
техиически
Тиким <юраюм, концепция гетерогенных быст>ых реакторов прн ренте-
l,,nl	н1юГ)Лем обеспечивает эффективный и технически
в *н< 1	’	1( натопленный путь к достижению быстрыми реакто-
рами высоких характеристик воспроизводства, а в результате — эконо-
мичное гп.	1 J
Следхсг отметить, то выбор жидкометаллнческого (натриевого) охлаж-
A(V| 1 '	: k 1Ве данного и ближайшего пути создания быстрых рсакторов-
размнож'ислеи оказался правильным. Такне реакторы подтвердили свою
раоот<к 1н<"'пин ।в, онп обладают значительным потенциалом для дальней-
шего улучшения их экономических качеств и характеристик воспроизводству
они н ”яо определили разработку вариантов с газовым или паровым ох-
лаждением. 11о это, конечно, не означает,что найден тип реактора-размпо-
жиге я, < ли дающего абсолютными преимуществами, что разработка других
вариантов становится нецелесообразной. В современной ядерной энергетике
наряд) с лидирующими реакторами с водой под давлением, получают разви-
тие и кипящие, и газоохлаждаемые, и тяжеловодные реакторы. Подобно
этому ожио ожидать, что практический переход к воспроизводству топлива
вызов 'Т к жизни не одну концепцию реакторов-размножителей.
В ион < вязи имеет смысл обсудить и схемы воспроизводства, основанные
па 1 i x фн шческнх принципах: электроадерный метод, термоядерные
пгб| лчые реакторы синтеза — деления и являющееся нх симбиозом вос-
нро| д< по на основе р-мезонного катализа D — Т-реакцни.
II; на жизнь этим воспроизводящим системам дает, в первую очередь,
их п] несходство над быстрыми реакторами по наработке делящегося мате-
ри l в расчете па единицу тепловой мощности. В этих схемах делящийся
матер! ал не потребляется, поэтому здесь не возникает проблемы времени
удвоения плутония.
В электроядер пых и термоядерных реакторах делятся в основном сырь-
евые нуклиды ”*U, «Th, поэтому в реакторах этого класса при использо-
вании в качестве сырья 2’чи /?6’«2-?2,5, что в 4—10 раз превосходят ша-
ченис этой величины для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах.
Высокое вначенне BG позволяет реактору-размножителю обеспечить ядер-
ным топливом большое число реакторов деления: от п 4 для современных
легководных до л 6—8 для усовершенствованных тепловых реакторов.
Для последующего обсуждепвя удобно будет выразить величину Н через п и
удельные затраты, отнесенные не к электрической, а к тепловой мощности.
Тогда
г, н / А Л ВР ~~ 1ЙЯ l/ Л л ВР
Чби/^лвр
11Я реакторов-размножителей с хорошим энергетическим балансом
ы ч-,.» - I) затраты па топливообеспечеине ядерной системы ока-
liaaioTci небольшими даже при стоимости этого реактора втрое больше стой-
эываюпя нгоолышгм д j	= 4) За ТЬ) ^„ианвообеспече-
ш'Гво^астХт почти вдвое пр’и использовании реакторов-размножителей
с .............................................................
рактеппстик этектроядерными реакторами-размножителями, где нроизгюдгг
м\ю в бланкете энергию приходится расходовать на питание уско|ннеля
т	1ми пеакто|><|ми-|)с1змножнтелими с низким энер-
протонов. как и термоядерными pc ।	।	IIPU-1Tk шth vavhiiichhh
гетическим балансом. В этих случаях приходится искать нуги улу
Зак. !292
Послесловие
578
______-------------	vcTiiuoBOK. Улучшению эиерго.
энергобаланса ivm < • *»*<41 р'ёак^Р33^	я катализа ,S
жизни ,,мезои успсвает
пин с11ПТеза В ХОЛОДНО’^ р __ Т.рсакшпь	10,родства требует Рец1е.
инициировать сХ\_триваемых здесь схем	е слоЖ1!ЫХ техннче-
Реализация Р^Х'шнальных »а>411^	' ,х схем в будущем смогут
пня еще многих и надеяться, что на ocik жителИ1 относительно не-
скнх проблем-„ввые реактор.' вом мпогоотрн левую ядер.
ХоТч;р^	р^’в paum тшюв-
ную энергетику.на	неоДНо десятилетне. топлива связана с рсак-
На это потребу е 11ерспектива воспроизво.' |1)е11ство' .ине которых
....
ТИКИ.	П °РЛ<*
ДОПОЛНИТЕЛЬНАЯ ЛИТЕРАТУРА СОВЕТСКИХ АВ 1 Ц -JB
(выпущенная Энвргоатомиздвтом)
1.	Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронекДI Д
сарова. М.: Атомнздат, 1969.
2.	Шмелев А. Н., Мурогов В. М„ Юрова Л. II Некоторые	<щкм вое*
производства горючего в реакторах-размножителях на быстрых ж и	М Линь
нздат, 1979.
3.	Усыннн Г. Б., Карабасов Л. С. Чирков В Л Оптнмиэацг 
ров на быстрых нейтронах. М.: Атомнздат, 1981.
4.	Зизин М. Н. Расчет нейтронно-физических характеристик ред на быст-
рых нейтронах. М.: Атомнздат. 1978.
5.	Ваньков А. Л., Воропаев А. И., Юрова Л И Анализ (н
эксперимента. М.: Атомнздат, 1977.
6.	Суббознн В. И., Ивановский М. Н., Арнольдов М Н Фи. с х? ми чине <хжь
вы применения жид неметаллических теплоносителей. .4 Атомилат. ИМ
7.	Жидкомегашическйе теплоносители / В. М Боришанский, С. С Кутит*****
И. И. Новиков, О. С. Федыискнй, М : Атомпздат. 1976
8.	Усыннн Г. Б„ Кусмарцев Е. В. Реакторы на быстрых нейтронах М Энерго-
атомнздат, 1985.
СПИСОК ОБОЗНАЧЕНИЙ
А — площадь, ем2. м3
4 атомная масса ядра
Л. — площадь сечения твэла,
соотвсгстнуюпия перест-
роенной структуре гоп-
лияа
- проекция площади про-
«юлочной спирали па по-
перечное сечение канала
। на одном шаге спирали,
м2
1т - суммарна я площадь сече-
ний всех каналов в тепло-
выделяющей сборке, м*
.4, площадь сечения твэла,
Си» т и с т с те у ю u ui я пене р е-
< троенной структуре топ-
липа. №
4< площадь сечения канала
/ без проволочной сиира-
л и. ма
Я - »нгрг<шы работка, МВт,
су т. кг
Л количество выгоревших
тяжелых ядер, глубина
выгорания. %
В- — число Бонда
BR коэффициент воспроиз-
водства
В1 — геометрический пара-
метр (баклинг), см-5
с — скорость зв>кя, м/с
гр удельная теплоемкость
при постоянном давлении.
ДжЛкг- К)
С — плотность ядер-предше-
ственников запаздыва-
ющих нейтронов, ядер/
см3
С — число перегрузочных
циклов В ГОДУ
С — установленная электри-
ческая мощность. I Вт
С — эмпирическая константа
теплоп роиодмости закры-
того зазора, и' 1 2
С(Л + ) — параметр несладкости
поверхности твэла
CR — коэффициент конверсии
Ch — коэффициент гидравли-
ческого сопротивления
КР
Q — радиоактивность выбро-
са п атмосферу при ава-
рии типа /, Кп
CDE •— кумулятивная функция
повреждаемости
CSDT — системное время удвое-
ния. год
d - глубина проникновения
продуктов деления в
стенку твэля, мм
I) — среднее расстояние меж-
ду резонансами нейтрон-
ного сечения, эВ
D — частичная повреждае-
мость
D — диаметр, м
[) — коэффициент диффузии, см
D — диаметр капли. м
D — число прямых факто-
ров перегрева
Dff — эффективный гидравли-
ческий диаметр, м
Г>1 — удельный ущерб, вызван-
ный выбросом радиоак-
тивных веществ в атмос-
феру при аварии ти-
па /, долл/К и
е — весовая доля делящихся
материалов в топливе
с — плотность энергии,
Дж/я’
/: — доля ядер плутония
в топли ве
£ — энергия нейтрона в ла-
бораторной системе, эВ
L — модуль Юнга, На
ЕЕ — фактор, учитывающий
пребывание топлива ине
реактора в расчетах топ-
ливного никла
£с — энергия нейтрона в сис-
теме центра инерции. эВ
Lr — нижняя граница энерге-
тической группы. эВ
£и — энергия резонанса нейт-
ронного сечения, >В
I — коэффициент трения
f — коэффициент использова-
ния мощности
I — фактор резонансного
самоэкранироваиня
Список обозначений
580
/; — коэффициент трения в ла-
минарном течении
— коэффициент трения в
турбулентном течении в
гладкой трубе
__ коэффициент трепня в
турбулентном течении в
негладкой трубе
р __ число смещений на одни
атом, бра
р — величина источника де-
лений, нейтр.'(см’с)
р __ доля газообразных про-
дуктов деления, испытав-
ших утечку
р — объемная доля
F — фактор перегрева
FAE —фактор эффекта приле-
гающего топлива
FBOC — количество делящегося
матер нала, я а ход я щего -
ся в реакторе в начале
цикла, кг
FD — количество делящего-
ся материала, с гор ваше-
го в реакторе в течение
цикла, кг/цикл
FDIS — количество делящегося
материала, выгружаемо-
го из реактора в конце
цикла,- кг
FE — количество делящегося
материала, находящего-
ся вне реактора в тече-
ние цикла, кг цикл
FEOC — количество делящегося
материала, находящего-
ся в реакторе в конце
цикла, кг
FG — разность количеств де-
лящегося материала в
конце и начале цикла,
кг/цикл
FL — количество делящегося
материала, потерянного
вне реактора, кг цикл
FLOAD — количество свежего де-
лящегося материала, за-
гружаемого в реактор в
момент перегрузки, кг
FP — количество делящегося
материала, произведен-
ного в течение цикла,
кг. цикл
FPL — количество делящего-
ся материала, потерян-
ного при переработке
кг цикл
(£) * плотность соударений
нейтронов, см“3-с^1
— фактор перегрева, свя-
занный с энтальпией теп-
лоносителя и температур,
иым напором
fc — фактор перегрева, С11я
занный с температурный
перепадом по толщине
оболочки твэла
Fd — фактор перегрева, СВя.
занный с систематнчес
кнми погрешностями
Л,— фактор перегрева, сая
занныйс статистическими
погрешностями 4
Гшп» (оболочке) — фактор не-
регрева. связанный с тем-
пературным перепадом
«плен ке> теплоносителя
8 Горячей точке ПОД про-
волочной Н,ТОПИКОЙ (нс-
пользуется При расчетв
максим .111 Ой температу-
ры оболе.'-кн)
^fjlm (топливо) — фактор перс-
грев.), сидзапный с теп-
лопрово! ,Ю топлива
(непс”. сц при рас.
чете м. еималыюй тем-
перапри..б .точки)
ГтцН —фак ip f регрева, св и-
jaHih'H <	" лопрояодно-
С ТЬЮ 1 1Г1 ’1вД
Fgap “ фактор е< д. грсаа. свя-
занны.*	>омдимосш6
и.и)р t	у ТОПЛИВОМ к
оболо Й
Fl —- сидя н единицу длины.
дсЛг . ую 1|.»я на срер.
Нм
Fq — фактор Перегрева, свя-
ти I ЫЙ < тепловым ПОТО-
КОМ
Fr — доля > течки газа из
топлива с перестроенной
струн у|ЮЙ
F\t — доля утечки гаэл из топ-
лива с ш перестроенной
стр)ктурой
g — экстраполяционная под-
ранка на величину за-
зора Ме«ду ТОПЛИВОМ К
оболочкой, м
g — ускорение свободного па-
дения, м/с1
gi — аксиальная компонента
ускорения свободного
падения (g- — — g)
g — сила, приходящаяся на
единицу массы тела, нс2
gp — спиновый статистический
фактор
G — избыточный коэффи-
циент воспроизводства
О — число энергетических
групп
6 — толщина зазора меж-
ду топливом и оболочкой,
н, мм
вписок обозначений
581
Gc — остаточный зазор меж-
ду топливом и оболоч-
кой, мм
G’o начальный зазор между
гоплнвом и оболочкой мм
Gr — число Грасгофа
(jz — число Грает на
h — коэффициент теплоотда-
чи, Вг/(ма-К)
h — удельная	энтальпии,
, Гж/кг
й параметр	нсгладкости
Pcflнольдса
h<g — < крытая теплота парооб-
разования. Дж/кг
— проводимость зазора
между топливом и обо-
лочкой, Вт/(м*» К)
высота ребра негладкого
тпэлл, м
высота активной зоны, м
/ - высот иля координата в
бассейне, м
/ — Ш.1Г сии рал и дне глицио-
инрующей проволоки
твэла. м
/ параметр твердости Май-
ера. На
Hi — потери давления тепло-
носителя в трубопрово-
дах и оборудования за
насосом» На
Нр давление вл поверхности
жидкости в месте всасы-
вания ее насосом, Па
//р — давление паров жид-
кости при всасывании, 11а
/ индекс качества твэлов
гааоохллжласмых быст-
рых реакторов
/ — спиновое квантовое чис-
ло ядра мишени
/f — доля топливных нукли-
дов типа i
J спиновое квантовое число
составного ядра
k — коэффициент размноже-
ния
Аг» — коэффициент размно-
жения в бесконечной
среде
А* — параметр устойчивости
k — коэффициент теплопро-
водности. Вт/(м-К)
k волновое число замедля-
ющегося нейтрона, м
k — постоянная Больнмаиа
— коэффициент размноже-
ния в начале цикла при
поднятых стержнях ре-
гулирований
_ коэффициент размноже-
ния в конце цикла при
поднятых стержнях регу-
лирования
Л.ф — эффективный коэффици-
ент размножения
А' — коэффициент линейного
роста электрических
мощностей, ['Вт/год
А' — коэффициент потери дав-
ления за счет формы
А' — коэффициент потери дав-
ления за счет формы на
единицу длины, м-1
А — фактор, учитывающий
форму канала в газоох-
лаждаемом реакторе
A/j — доплеровская постоянная
— коэффициент теплопро-
водности смеси газа в за-
зоре между топливом н
оболочкой. Вт/(м-К)
/<р — коэффициент теплопро-
водности топлива при
пористости р
A-s — эффективный коэффици-
ент поверхностной тепло-
проводности. Вт/(м» К)
I — квантовое число, харак-
те р и з у ю щес орб и та л ьн ы й
момент падающего ней-
трона
/ — время жизни нейтронов
в реакторе
/ —эффективное расстояние
между каналами тепло-
нося геля
L — относительное число ней-
тронов, потерянных не-
производительно
L — расстояние иля длина, м
LMP — параметр Ларсона —
Мюллера, К
/./ — длина активной части
топливной сборки, м
/.р — длина газовой полости в
твэлс, м
т — степенной показатель в
эмпирических формулах
т — масса, кг
hi — расход теплоносителя,
кг/с
///у- — полный расход тепло-
носителя в топливной
сборке, кг/с
Д1 — эмпирический множ и
Тель в формуле для эф-
фективного коэффициен-
та трепня
Д1 — масса ядра мишени
Д1 — длина миграции ней тро-
нов, см
д| — минимальное наблюдае-
мое значение к>мулятмв
нон функции ливреждае
мости в случаях разру-
шения твэлов
582
Слисок обозначений
_ число атомов, вылавли-
ваемых осаждением или
фильтрацией
,М — масса» кг
.VI — молекулярная масса,
г/(г-моль). кг. (кг-моль)
др — площадь миграции в тео-
рии диффузии нейтро-
нов, см2
_ избыточное количество
делящегося материала,
наработанное за год,
к г/год
_М0 — начальная загрузка де-
лящегося материала, кг
-Ио/Р _ удельная загрузка деля-
щегося материала (на
единицу мощности),
к г/.МВт
п — плотность нейтронов,
нейтр/см3
н — количество газообразных
продуктов деления, об-
разующихся в единич-
ном объеме топлива,
кг-моль/м3
А — атомная плотность,
атом/см*, атом/(б-см)
Л’ — средняя атомная плот-
ность в течение цикла,
а то м/см3
N — число атомов
.V — число ЛВР мощностью
1 ГВт, работающих, а так-
же выработавших ресурс
.V — число циклов
-V — кратность перегрузки
(число перегружаемых
партий топлива до пол-
ного обновления зоны)
А* — число узлов на расчетной
сетке
Аг(г, z) — нормированное простран-
ственное распределение
плотности энерговыде-
лення в реакторе
А'г — число твэлов до разруше-
ния твэла
А’д — число Авогадро
А'т — средняя атомная плот-
ность в цикле (усредне-
ние по всем партиям пере-
грузки и по времени цик-
ла)
Ащ. ъ — средняя атомная плот-
ность в начале цикла
(усреднение по всем пар-
тиям перегрузки)
Arm, е — средняя атомная плот-
ность в конце цикла (ус-
реднение по всем партиям
перегрузки)
А па (Я) — атомная плотность в пар-
тии после q перегрузоч-
ных циклов, если бы все
зоны состояли из матери,
алл данпой партии
,\’Rj — число резонансов
Nil — число Нуссельта
NuD —« число Нуссельта для 11а,
правления теплопередачи
вниз
NuH — число Нуссельта для на.
правления теплопереда-
чи в стороны
Nur - число Нуссельта для иа.
п ра вле ння те пл □ переда •
чн вверх
NPSH — запас хавнтльни. Па
р — давление (в механике
жидкостей). Па
р — плотность пловыдсле-
ння. Вг гм1
Р — коэффициент пористости
Р — вероятное! го. что НОЙ.
трон с эн г- й £ испы-
тывает С’	соуда-
рение а обл та | гетеро,
генной я**н к я
Р — мощность ц твующего
реакторе. МЬ-
Р — шаг решетки вэлов. и
P/D — отношение шап к диамет-
ру твэла
Р — давление. Н »
Ре — число Пекле
Рег — критическое и ело Пекле
PLF —доля потерь яри перера-
ботке облученного топ-
лива
Рг — число Ирандтля
UlPu ВОС — количество IllPu во
всем реакторе в начале
цикла, кг
111РиЕОС— количества 141 Ра во всем
реакторе в конце цикла,
кг
84,Pu ED — количество мФм. ряс-
• павшетося вне реактора,
кг, цикл
Р/с — Давление на границе обо-
лочки и топлива. Па
— вероятность аварии ти-
па I в течение года
Рдд — вероятность избежать
утечки
Рр — давление газа в газовой
полости. Па
Рг — остаточное давление
P(V:) — максвелловское распре-
деление	2-компоненты
скорости теплового дви-
жения атомов
Р&1 *- периметр смачиваемости
канала i
q — плотность теплового п0'
тока. Вт м*
q — псе в до вязкое давление,
Па
Список обозначении
533
tfo/* — номинальный тепловой
поток, умноженный на
коэффициент	превы ше-
ни я номинальной мощно-
сти
Q — кратность перегрузки (чи-
сло циклов)
Q —‘Энергия	активации,
Дж (кг-моль)
Q — плотность тепловыделе-
ния, Нт/м’
Q перенесенное тепло. Дж
Q —скоростьтеплопереноса, Вт
' — годовая потребность в
иэОя для одного ЛВР
мощностью 1 ГВт,
кг/(1 Вт* год)
R — радиус, м
R — годовая потребность в
U3Of для всех ЛВР,
кг'год
/? — радиус потенциального
рассеяния нейтронов. см
R — параметр скорости рас-
пухания. %/|1021 нейтр/
см’ (£>0д МэВ)]
R — общий риск	а нар им,
ДОЛЛ'ГОД
/? — универсальная газовая
постоянная
Ед число Рэлея
R.», — число Рэлея для теп-
ловыделяющего топлива
Re число Рейнольдса
RJ доля перегружаемого топ-
лива
Rc радиус горячей оболочки
твэла
Rr серединный радиус обо-
лочки
Д, — радиус топливной таблет-
ки (холодной, горячей)
Я, — риск аварии типа /,
долл год
R* — радиус активной зоны, м
3 _ диаметр дистаицнонирую-
щей приволоки, м
5 — удельная энтропия,
Дж/(хг*К)
5 — источник нейтронов,
НСЙт/(СМ’’С)
S _ число статистических
факторов перегрева
$ — плошлдь поверхности
раздела ячеек, см
SDT — системное время удвое-
ния, год
St — число Стантона
t — время, с. ч, год
1г — перегрузочный интервал,
с. гол
V-время до разрушения
твэла, ч
Т _ температура. К
TD — теоретическая плотность
топливной таблетки,
к г/м3
t — скорость разогрева. К/с
ЛяЦиход) — номинальное значение
температуры теплоноси-
теля на входе в активную
зону, К
/’с/, m — максимальная температу-
ра внутренней поверхно-
сти оболочки твэла, К
7’cfl. m — максимальная температур
рл наружной поверхно-
сти оболочки твэла, К
Т'столб — минимальная температу-
ра топлива в области
столбчатых зерен. К
7 рппионе — минимальная температу-
ра топлива в области
равноосных зерен. К
Ti — контактная температура
в модели вскипания теп-
лоносителя, К
Тж — температура делящегося
нуклида типа /п, К
Тг — приведенная температура
7’Mt —температура насыщения
в натрии, К
TSN — температура спонтанного
образования пузырьков,
К
Т+ — температурный логариф-
мический профиль
и — летаргия
к — потребление UaO„ одним
ЛВР мощностью I ГВт
(эл.) за время жизни,
кг/Г В г (эл.)
н — скорость, м/с
и — аксиальная компонента
скорости, м с
п — упругая деформация при
компенсации расчетного
отрицательного зазора
— скорость аксиального
перемещения, м/с
н — радиальное смещение, м
I/— потребность в	на
время жизни всех ЛВР. кг
(I _ внутренняя энергия, Дж
(J* — профиль скорости
(7 —средняя скорость тече-
ния, м/с
((/.), — аксиальная скорость во
внутренней области ка-
нала, м/с
((У jz _ аксиальная скорость во
11 внешней области канала,
м/с
— круговая скорость во
внешней области канала,
м/с
у — скорость нейтрона, м/с
и — скорость течения, м/с
564
Список обозначений
— поперечная радиальная
компонента скорости, м с
р—объем на единицу длины,
м3/ м
Г — скорость теплоносителя,
м/с
у _ относительная скорость,
м/с
Г — объем, см3, м3
У — средняя аксиальная ско-
рость теплоносителя, м/с
.	Г—полный объем гетеро-
генной ячейки, см3
Ир — компонента скорости
теплоносителя, перпен-
дикулярная днетанционн-
рующей проволоке, м с
V- — аксиальная компонента
скорости, м/с
V, — объем топлива а гетеро-
геи нон ячейке, ем3
—объем оболочки и тепло-
носителя а гетерогенной
ячейке, см3
п? — толщина стенки тонко-
степного цилиндра, м
— скорость межканальной
турбулентной перетечки
массы теплоносителя на
единицу длины, кг/(м-с)
IF — количество U3Oe, потреб-
ленное всеми ЛВР, кг
IF — работа расширения жид-
кости, Дж
U’’(r, z) — относительное простран-
ственное изменение до-
плеровского эффекта
П7 (£'-*£) — ядро неупругого рассея-
ния в уравнении перено-
са нейтронов
We — число Вебера
л* — количество
-V — длина области действия
входного эффекта в га-
зоохлаждаемом реакторе
д' — безразмерная энергети-
ческая переменная в тео-
рии нейтронных сечений
д/ граничные координаты
треугольном расчетной
сетки, м
А — флюенс нейтронов, 10-'J
нейтр см2 (£>0,1 МэВ)
А/ параметр, учитывающий
распределение потока
теплоносителя для кана-
ла I
У	— переменная, пропорцио-
нальная концентрации
предшественников за-
паздывающих нейтро-
нов, Вт/см3
У	безразмерное расстояние
У i	граничные координаты
треугольной расчетной
сетки, м
г — флюенс нейтронов
нейтр см*	1
Греческие символы
а — отношение сечения радиа-
ционного захвата к сече*
пню делении
— а — максимальная доля потери
энергии нейтро1н»м ПрЦ
упругом рагсгннип
а — угол комгик1а п мо.
дели вскипания теплоно-
сителя
а — параметр крутизны в фор.
муле распухания конст-
рукционных материалов
см; 10п ней гр
а — температурный коэффн.
цнент . и го расши-
рения. К"
а — ко *ффкинен п мпсрату.
_ ропровадж ги, mVc
а — средня * и.. гптнекть в
объеме «п . ыготы Н
а© — объем \. гязообри-
ных при.: гов деления
яэ I м’ ъ. » в при нор-
мальных • 'ИЯХ
₽ — темпера урный хозффи
цнгнт об; с и н аго расши-
рения, К :
Р — доля зап.- • ывающях ней-
тронов
Р — коэффициент а» рдней ре*
лакс.щин в итерационном
расчете критичное ги
(Г— эффективная д ля запаз-
дывающих нейтронов
Г — полная ширим.» резонанс-
ного уровня. >В
Г/делительная ширина ре-
зонансного уровня, эь
Г? — радиационная ширина ре-
зонансного уровня. эВ
Гп — нейтронная ширина резо-
нансного уровня, эВ
Гп -• приведенная нейтронная
ширина резонансного
уровня, эВ"1 3
в — экстраполяционная длина
в расчетах за юра между
топливом и оболочкой, см
6 — параметр негладкое™
твэла
&г — радиальное смещение, м
6г — аксиальное смешение, м
6z — аксиальный шаг рас-
четной сетки в геометрии
слоя, м
А — доплеровская ширина»
эВ
Др — перепад давления тепло-
носителя по высоте актив-
ной зоны. Па
Список обозначений
585
Лрг по i ери давления теплоно-
сителя за счет компоненты
скорости, перпсидпку-
Р Н р 11 о и ДЦ с г «I и ц |10 к и р у |0_
шей проволоке (в ХРТ-
модели)
Арв — потери давления теплоно-
сителя за счет поверх по-
стного трения (в ХРТ-
модели)
Л7’ъ — средний подогрев тепло-
носителя, К
& t>, ОР — подогрев теплоносителя,
умноженный на коэффи-
циент превышения номи-
нальной мощности
AV — объемное распухание
АО — линейное распухание
Лж - расчетный координатный
шаг треугольной решетки,
м
Ду • расчетный координатный
шаг треугольной решет-
ки. м
' — критерий сходимости ите-
рационного пронесся
г — коэффициент турбулент-
ной температуропровод-
ности. ма/с
г — напряжение
е — относительная нсглад-
кость
।деформация изгиба
, - радиальная деформация
: — ЛКСИЛЛЫГНЯ Деформация
• — деформации при ползу-
чести
»• — деформация при распуха-
нии
J — полная деформация
*1г ггеер — деформация при радиа-
ционной ползучести
*11. creep — деформация при тепловой
ползучести
в • скорость деформации при
тепловой ползучести, с 1
а) — множитель. учитываю-
щи ft изгибы пути тепло-
носителя
Т1 — среднее число мгновенных
нейтронов деления на
одни акт поглощения
О - отношение полной шири-
ны резонанса к доплеров-
О —
А —
X —
А —
>е ~
СХОЙ ширине
параметр Дорна, ч
дебройлевская длина, м
постоянная времени ис-
пускания запаздываю-
щих нейтронов, с
константа экспоненциаль-
ного роста электрически
мощностей. 1/год
постоянная аэрозо
него выпадания, с
— постоянная утечки, с“1
Xv I г — отношение последую-
щего и предыдущего рас-
четных значений величи-
ны источника делений в
итерационной процедуре
— постоянная радиоактив-
ного распада нуклида,
СМ"1
^'ir — транспортная длина сво-
бодного пробега, см
Л — время генерации нейтро-
нов. с
Н — прицеленная масса
|i —- динамическая вязкость,
КГ/(М’С)
р - средний косинус упруго-
го рассеяния
V — кинематическая вязкость,
мг/с
v — число мгновенных ней тро-
пой в акте деления
v — коэффициент Пуассона
£ — средняя логарифмическая
потеря энергии нейтрона
р — плотность материала.
кг/м3
р — реактивность
pd — реактивность разрушения
зоны
Рбор — реактивность доплеров-
ского эффекта
(>/ — плотность топлива в таб-
летке. кг/м3
р« — избыточная реактивность
в I долл.
р/л — положительная реактнв-
пость введения материа-
ла в реактор
pz/ — плотность тяжелой жид-
кости, кг/м8
Р; — плотность легкой жидко-
сти, кг/м3
(Т — напряжение, Па,	МПа
о — микроскопическое	сече-
ние, СМ“, б
о0 — сечение разбавления,
см2, б
Ср — сечепие потенциального
рассеяния, см2, б
сгг — радиальное	напряже-
ние, Па
о0 — напряжение изгиба, Па
a r^D — сечение с учетом доп-
х' р лсровскоги	уширения.
см-, б
crv — предел текучести, Пл
0. — аксиальное напряжение.
Па
С (ею) — сечение в условиях бес-
конечного разбавления,
см*. б
а - эффективное напряже-
ние, На
Список обозначений
586
V* — дисперсия
2 — макроскопическое сече-
ние. см-1
V, _ макроскопическое сече-
ние захвата нетопливных
материалов, см”1
— эффективное макроскопи-
ческое полное сечение
гомогенизированной ячей-
ки, СМ”1
т — инкубационный пара-
метр в формуле для рас-
пухания материалов,
1б22 неитр/см2 (Е >
>0,1 МэВ)
т — время жизни АЭС, год
т — период разгона реактора,с
Ф — нейтронный поток,
пейтр/(см2-с)
Ф(£) — нейтронный поток на еди-
ницу энергии, нейтр/(см8х
х с-эВ)
Ф(«) — нейтронный поток на
единицу летаргии,
нейтр/(см2-с)
Фо (£) — асимптотический нейт-
ронный поток на едини-
цу энергии
Ф/ — флюенс нейтронов,
нейтр/см2
Ф* — сопряженный нейтронный
поток, нейтр/(с.м2«с)
X — спектр нейтронов деления
X — линейная тепловая на-
грузка, кВт/м
Xg — ДОЛЯ нейтронов деления в
группе g
%ор номинальная линейная
тепловая нагрузка в го-
рячем канале, умножен-
ная на коэффициент пре-
вышения номинальной
мощности. кВт/м
ф — форма доплеровского
уширения резонансной
линии
ф — распределение эффектив-
ности материала в актив-
ной зоне, м-3
Нижние индексы
а — поглощение
b — материал жидкометалли-
ческого теплоносителя
- — захват
с — оболочка
с — активная зона
EL — ось
Dop — доплеровский эффект
е ~~ упругое рассеяние
— j ь°Д при упругой рассея-
нии
I — деление
I — топливо
/р — пара продуктов деления
Г — разрушение
g — энергетическая группа
g'—g — .межгрупповой переход
б — широкая группа
/1 — горячий
i — номер группы эапаздыВа.
ющнх нейтронов
/ — номер капала теплоноси-
теля
j — неупругое рассеяние
/ — внутренний
/ — номер тяжелого нуклида
i — номер области
t — номер узла р четной сет-
ки (трсуго ьная решетка)
i — граница раздела
1Л — входной
ir — увод при к упругом про.
цессе
/ — номер узла -сметной сет-
ки (треуга я решето)
j — номер как v. теплоноси-
теля
k — эффек г гор нчг го какала
k — номер камеры
гн — номер м .те. кала
т .максимален. значение
и — падающий «трои
л. у — рвдкацко! ый захват
А’ — ядерный
о — наружный
о * фоновый
О - нейтральный
О — номинальный
О — начальное значение
Р — газовая полос г ь
г — отражатель
г — разрыв
г — компонента
s — рассеяние
s — поверхность
/ — полный
tr — транспортный
Т — полный, общий
Ф - стопочный
л — тип реакция
х — компонента
у — компонента
у — выход
* — компонента
— компонента
Верхние индексы
k — номер узла расчетной
пространственной сетки
Я — номер перегрузки
Q — выгружаемая партия
v — номер итерации
^ФДВИТНО.ПРВДМЕТНый УКАЗАТЕЛЬ
л
Аварии-
анариРиля пктсма охлаждения ВЦ
38<*
ЛВР ж
гаюохлаждасмых БР 503
,520, 14	* ™
р> йпыг отложения 355, 359, 519
вг гиость яп а рви 355, 359, 519
io« «лхнпанве полы в ЛВР 364
• кис а парив ЗЛЯ. 367, 519
фм какала 214. 392, 414 429
478. ЛаЛ
немого 524. 527
ла.ц ' в глубину» 357
эн гные барьеры 356
Man фнкн'ия «парий 359. 522
ки «.«мнруемые «парив 373. 520
koi <ицин риска 35|. 370
локал идя «акупорка 391
материалы ра «рушения 477. 183
Mt годы авали «а 371
многоступенчатая защита 363
модель anipHH Бете—Тайте 368, 403,
438. 446
нс» .<м рол круг мыс аварии 399, 522
опыт «Три Мэйл Айланд» 364
переходная сталия 4X5
послед» тпия аварии 370
потеря давления 500. 520. 530
причины 366. 520
пробка н> отвердевшего топлива 430.
532
проектные аварии 367. 530
П) з преобразован не 453, 467. 489
радиальное распространение 414
расплавление активной зоны 367
\ровни бе «опасности 357
А «о г 351. 498
Аксиальная деформация 202
Аксиальное напряжение 201
— расширение топлива 142. 286
Хктивания. активность
газовая подушка 334. 317
натрий 334
оболочка 307
теплоноситель 47. 304, 334
Активная юна
гомогенная, гетерогенная «о. л,
Деформация 219
дополнительная система охлаждения
503. 521
конфигурация 37, 355. 506. 554
крепление 220
материалы 276
нарушение охлаждения 418. 520. 533
обечайки 217. 322. 335
охлаждение |1. 314. 503
расплавление 364. 366. 402. 530
решетка ТВС 39. 8$)
Актиниды 91. |66
Акустическое сопротивление 460
Альфа (отношение сечений захвата и
делення) 16
Америции:
источник нейтронов 242Лт 343
образование 241Ат, 241Лш 165
роль 242Лтп в образовании ?42С»п |65
Амортизационное уравнение 55
Аргоновая (газовая) подушка 41, 314.
322. 350. 364. 487
верхняя крышка 336
давление 261. 327. 460
радиоактивность 336
Атомная плотность (ем. Ядсриая кои-
иентрацвм)
Аустенитные стали:
конструкционный материал 48, 290.
506
материал оболочки 48. 290
радиационные свойства 292
состав 301
тенлифи шчсскнс свойства 302
А эро юли:
агломерация |90
расчетный акали< 489
свойства и поведение 489. 530, 539
Б
Бак реактора 41, 322
Баковая (интегральная) компоновка БР
42. 315
Безопасность:
безопасность газоохлажлаемых БР
518
зяшита <в глубину» 357
защитное окружение 530
локализация энерговыделенкя 530
многоступенчата и защита 356, 363
оценка риска 370
Бетонная защита 452. 479, 530
Библиотека ENIMB (см Оцененная
библиотека)
588
Алфавитно-предметный указатель
Биологические дозы и последствия 37],
490. 494
Бор:
жаропрочный слой 536
изотопы 309
карбид бора (см. регулирующие
стержни)
примесь в стали 295
сечение реакции (я, al 310
Бром радиоактивный 347
Буферным жидкий слой 235
В
Ванна с бурой 533
Вентилируемым твэл (см. Твэл)
Вероятность избежать утечки 141
— различных последствий аварии 354.
388
Верхняя плита реактора 41. 323, 339
Взаимодействие жидкого топлива с теп-
лоносителем 457
— металла с водой 468. 533
В л ня щге холодном деформации 299
Внедрение 297
Внешнее воспроизводство 37
— хранилище 34 1
Внешний топливный цикл 62, 175
Внутреннее воспроизводство 37
Внутренний бак реактора 322
Внутрибаковое оборудование 322, 467
Вода:
в бетоне 290. 452. 480
взаимодействие с натрием 480
дополнительное водяное охлаждение
504
теплоноситель 303
течь в натрий 395
тяжелая 27
Водо-водяные реакторы:
время жизни нейтрона 134. 364
перегрузка 346
развитие 2|
пример экономического расчета 65
топливный цикл 60, 177
Вольфрам 312
Воспроизводство 37, 171
Время:
выдержки 6|
до разрушения 195
жизни АЭС 24
жизни (генерации) нейтрона 134
задержки 6[
изготовления топлива 61
У двоения 18, 173
Выгорание топлива 44, 159, 161 276
единицы измерения !61
опыт EBR-2 286
требования 276
Выравнивание поля тепловыделения 38.
Г
Газовая подушка /гм Алт.™,
душка) '	<СИ* АРг°новая по-
ZT ПОЛОСТЬ (см. Твэл)
1 азодувка 503
Гексагональная геометрия 40, 88. 23d
— сборка 88. 95, 210
— решетка 39. 234
Гелиевый теплоноситель:
газодувка 505
гелий’в материале оболочки 295. зоэ
давление 500
недостатки 308. 450
нейтронно-физические характеристики
308.516
преимущестна Зон. 444
свойства 302—305, 499
система очистки 510
сравнение 47. 302. 499
утечка 520
Геометрический парам?.. • Н2
Гетерогенная зона 15, 37 1 :9
Гетерогенность мелком ас ш тфная 128
Гидравлический диаметр .’В
Гидродинамические уравн . ’«я 404
Гидродинамический гг отражены й слой
236
Гилерстехиомстрпчегкнй с ,.в 280
Глубина выгорания 41. Ь
Гомогенная активная зон* з?
— модель среди 89
Горячее состояние реак i 15ь. 257
525
Групповые потоки, сечения 10.’
Д
Давление
давление гелиевого тгг омоем гадя 500
компоненты потери 2Ь2
корреляционные соотводъшня 263
модель Новсидстерпа 263
модель ХРТ 247. 2^5
перепад 214. 247. 260—262. Ж 327.
498
псевдовязкое давлен ж» 409
трение 263
Двумерная задача 88
Дебаевская температура 122
Деление;
пороговая анергия 138
продукты деления (см Продукты)
се чен не (см Сечение)
спектры нейтронов деления 107
энергия деления 44
Делящиеся ядра (нуклиды) 10
Демонстрационная АЭС 13
Демонстрационные БР 12. 552
Детекторы
запаздывающих нейтронов 347
германиевые 347
герметичности оболочек 347
нейтронные на основе BF> 343
Дефект твэла (см Твэл)
Деформационное упрочнение 292
Деформация:
бака 467
верхней плиты 325
тгиба 203
Людерса 294
оболочки 199. 203 292
пластическая 203
Апфавитно.предметнь1й указзтель
589
упругая 2(Ю. 277, 292
чехла 2(8
Диаметры твэлов ЛВР ц БН 45
Дизель-генератор 521
Дислокации 297
Днсгшгншншропаппе твэлов 40, 212
проволочное 40
решетчатое 40
Диффу-шонная теория 78
Доплер» некий эффект Н5. 135. 144. 147
доплеровская ширина 123
н.тотшьгыс компоненты 123. И4
коэф|||ич цент 145
постоянная 146
про- 1 1 ственпое распре деление 154
уширм'нс рг шнапса 121
Е
Еврон '5 31 1
Едини	чзртня ТВС 6|
Есте	я ширина линии Но
3
Tarp*.	• плана 18
Зл»<»|	мг 229
UK ч 230, 243
нг|	гь । раниц 230
п , о ‘ ।  * »ь 230
ф.| перегрева 270
 • л 200
»	, . п* • ; иминные поправки 230
Jani л*'1ннс нейтроны 134
гыц гры 14
р. и . .шня 347, 390
»	: пиная доля 140
• глубину» 357, 520
3aii.Mii и и глубин я
знали« .Мб
б'1 л*нс».ая шшвта 333
|»щм 4 оборудования 339
».тщн г ныс сборки 218
неподвижная боковая зашита 336
З^шнлюе окрежошс 356, 451, 486, 50(.
530
кош тру кипя 486, <501
л(жали»лпня энерговы телепня 530
растет 487. 520
и* лостногть 363. 540
Зона воспроизводства 37
боковая юна 37. 215. 508
нютопная компотами 178
нейтронный баланс 92
распре деление •нергииыделення .м,
210
сборка 37. 215. 508
твэл 213. 508
топливный никл 65, 162, 17/
торцевая юна 181
устрой» тво 37
И
1И6ЫТОЧ1ГЫЙ коэффициент поспрол шод-
тва . •, I /3	n/iT ояо
Имин* (утонение) оболочки 207. -8U
Инертная атмосфера ЗЮ
Инкубационный период 298
Интегральная
314
(баковая) компоновка 42,
Интерференция п сечении рассеяния 117
Инструментирование 343, 427
Иод радиоактивный 317, 474
Ионизационная камера 349
Искривление сборок 229
Испаритель 3|9
К
Кавитация 327
Капали теплоносителя 234, 253, 258
моделированне 110
нагрей и канале 242
смачиваемый периметр 237
течение 234. 2)6, 259
тип канала 234
факторы перегрева 268
формулы площадей 237
, форм-фактор 512
Камера деления 343
Капитальная составляющая стоимости
53
Капитальные затраты 53. 56
Карбидное топливо (см. Топливо)
Кинематическая ня шость 235
Кинетика (см. Гочечная кинетика)
— реактора 13I
Кипение 418, 423, 128, 478
и 1анмо;ц‘нствие жидкого топлива
с натрием 457
вскипание теплоносителя 329, 418
естественная циркуляция кипящего
натрия 428
- • - ма i ер в a. iob 129. 178
течение кипящего теплоносителя 418,
431
[смпер.ттурпые осцилляции в пароге-
нераторе 332
фр;п мептацпя жидкого топлива 465
Кипящая ванна:
вскипание материалов ТВС 431
ьткрыгая активная зона 434
открытая система 429
Кипящий ЛВР 178
Кобальт 305
Коммерческий дсмсшстрШшонныА БР 12,
13. 31. 316, 328. 481
Компошцпи облученного топлива (см.
Состав)
Компоненты реактора 322. 335
Конвекционный перенос тепла (см. 11г
prune)
Контур циркуляции натрия (первый,
второй) 41
Концепция металлической ванны л.Я
Корпус нт па пряженного бетона 500, 530
Коррозия 291. 305
Коэффициент:
jKicnpoHiuoiu rna 15, 171, 17«. И8
дггффушн 82. 107
нсполыювапня мощности (КИМ) Н>2
конверсии 15
HcpufuroMepiuicrii 95
Пуассона 203
ра 1миожсняя 83. 87, 141. 170
590
Алфавитно-предметный указатель
И
роста мощности 24
теплоотдачи 188. 231 _
трения (Блазиуса) 247, 2и4
Крепление активной зоны 2Ц'
Криогенное вымораживание ЗоО
Кристаллическая структура:
стали 291
топлива 189, 280, 283
теоретическая плотность топлива • .
187. 280, 289
Критерии повреждаемости 194
Критическая глубина бассейна 433,
— масса 18. 101, 187
— температура 453. 457
Критический стенд нулевой мощности
27, 31
Критическое число Пекле 240
Критичность 368, 433. 524
Ксенон, криптон 193. 282. 334
Кумулятивная функция повреждаемо-
сти 195
Кюрин (источник тепловыделения) 475
Л
Лагранжевы координаты 407
Ламинарный поток:
жидкий металл 335
модель ХРТ 261
корреляционные соотношения 5Г2
ламинарный подслой 336
Легкометаллическая ванна 525
Летаргия 126
Линейная тепловая нагрузка 46, 187.
2'24, 352
Ловушка очистки натрия 352
М
Максвелловское распределение |22
Метод:
Бондаренко 105
Монте-Карло 77, 339, 516
пробного объема 249
факторов самоэкранпрованкя 105
Механические разрушения 294. 374, 434
530
Микроструктура 227
Многогрупповые величины 105. 115
Модель:
аварии Бете—Такта 368. 403, 438 446
Борда—Холла 465
взаимодействия жидкого топлива
с натрием 457
затвердевания жидкого топлива 430
повендстерна 247. 262
Хирса—Мензиса 457
ХРТ 247, 265
-Модуль Юнга 203
Модульная зона 153
Мощность:
коэффициент неравномерности 95
плотность энерговыделения 95 137
МОШНОСТ" над номиналом
энергораспределенне 95
Мощностной коэффициент реактивности
Натрий:
активация пХз 4/. 334, 336
— 23Na 47. 304. 334
активность в контуре 314
аэрозоли 349
взаимодействие с воздухом 361
— с водой 47. 318, 331. 364. 396, 481
— с расплавленным топливом 457
взрыв паров 462
влияние на парогенератор 318
горение 484
давление 346. 364. 484
загрязнение 352
кавитация 327
кипение 418. 457
критические свойства 30
насосы 326
окислы 484
плошиегь 307
подслой 284
расширение 457
реактивность введем* «
— опустошения 150
регистрация уровня. /те и .. НВ
свойства 307
система очистки 352
совместимость с об< ло • 1	'5
соединения Ха PuO. X Л *0, J07
соединения XaBr. N il 48
течи 396
холодная ловушка 352
Надежность реактор ной он темы 156
Наконечник твэла (с* Г >л)
Наложение резонансов 124
Наполняющий газ 22е*
Напряжение итгпба 202
Натриевый насос 326
всасывание 326
кавитация 327
местоположение 327
мощность прокачки 1>Я. 305
неисправности 375. 388 394. 418
тип 326
Натриевый пустотный коэффициент 150
Нейтрон-
активация 47. 304. 334
баланс 79. 92
вероятность избежать утечки 14!
время генерации 134
диффузия 77
детекторы 343
лоза 339
запаздывающие нейтроны (см Запаз-
дывающие нейтроны)
захват 163. 29|. 335
источники 343
кинетика 134
мгновенные нейтроны 107
мониторы 343
Плотность 134
повреждающая способность 292
поглощение 290, 309. 499
поток (см Поток нейтронов)
прострел 516
сечения взаимодействия (см. Сечения)
АлФ«игн0.прадметный уквэвгель
591
транспортная теория 77. 339 rlf
утенка 39. 77. 92	‘	• 516
флюенс 4 8. НИ
ценность 138
энергетический спектр 99. Ш8| 500
Неон 334, 347
Нептуний:
образованно a3TNp 163
тепловыделение от з»\р 335
Неразрешенные резонансы Н5
Нержавеющая сталь (см. Сталь)
ЦсстаСилынкть работы парогенератора
Неупругое рассеянно ИЗ
Никель (см также Сталь) 290 299
НнобнА 2*10. 299
Нитридное топливо (см. Топливо)
Нормативная цена 55
Нуль мерная задача 83
О
ОГкМоМ- я твэлп
ЯКТНЯ1ИЧЯ 306
напряжений и деформаций 199
время жя.мш 195
гор	• точки 272. 510
да г	ас гатя 20!
Дг4'«' рафунинне 195. 290. 347. 389.
414. о30. 527
ia»op между таллином и оболочкой
200
н»п । vTOhcuiic) 207
кор: «я 46. Ж 305
кривая «Деформ 1цня — напряжение»
крн гери*» прочности 195. 377
куму. 1 гнав ян функция повреждаемо-
ств !Ч5
материалы 300
механическое в мимо действие 202
н »yi терожнванне 307
негл* дкость поверх ноет и 510
охрупчнванпг 293
перемещение при плавлении 425
плавлены 425, 533
пат «учесть 206. 295. 300
приближение тонкого цилиндра 203
радиационное упрочнение 292
радиационные свойства 292
распухание 296
совместимость с натрием 30.5
— с топливом 283
температура 229. 242. 377
теплопроводность 300
требования 290
условный предел текучести 293
целостность 378. 396
Область микроструктуры (см. Микро
^РУктура)
Обогащение топлива 279. 5|6
Образование трещин 207. 280. 289
Обратная связь по реактивности 430
Объемные доли 89. 101
Одномерная задача 83
Одноуровневые формулы 111
Оксидное топливо (см. Топливо)
Остановка реактора:
аварийная 374. 409. 520
в условиях перегрузки I5G, 220
С* 3 (см. СУЗ)
Остаточное тепловыделение (см Тепло-
выделение)
Остаточный за юр 200
Отвальный уран 20
Отжиг 292. 296
Открытая система 432
О।носительная плотность топлива 91
Отношение шага к диаметру 101. 189
Охрупчивание 293
Оцененная библиотека ENDFB 78. 105
115. 130
Очистка натрия 352
П
Пар:
байпас 501
барабан 319
контроль 322
пароводяной цикл 319
ра зр ы н т р у бон ров од а 5 3(1
схема Гдчпхшя 319
теплоноситель 47, 302. 308. 497
х а рак герце । икн 319
Паровой взрыв 457, 462
Парогенератор 311. 329, 503
испаритель 319
монтажная полость 501
неисправности 395
типы 318
11арлмсгр:
Дориа 197
Л а рейна —Миллер а 197
твердости (Майера) 228
Параметры эаияэдывающих нейтронов
136
Перегреватель 328
Перегрузки:
виды 160
интервал между перегрузками 160
перегрузочная партия 160
система транспортировки 340
тепловыделение 311
11с ре нос тепла:
естественная конвекция. циркуляция
261. 388. 396. 428. 533
корреляционные соотношения 238. 512
тепловой иоток 238
Перестройка топлива |89. 227
Переходные процессы 373, 399
Петлевая компоновка реактора 42. 315
Пластическая деформация 294, 335
Пластичность 278. 294
Пленка в жидкостях 235. 270, 420. 163
Плоская геометрия 88
Плотность:
столкновений I 10
топлива (см. Топливо)
эиерговиделения 91
IIлошадь миграции 142
Плутоний:
биологический эффект 371
592
Алфавитно-предметный указатель
доля в топливе 44, 102
доплеровский эффект 123, 144
загрузка 102, 177
изотопный состав 159, 178
источник нейтронов 240Рп 343
оксид, карбид (см. Топливо)
продукты телепня 415
производство 238Ри 163
цепочка превращений. 14, 164
Повреждающая доза 295
Поглощающий элемент (пэл) 216
Пограничный слон:
в модели Ворда—Холла 465
в массотеплоперепосе 235
Поддон жаропрочный 479, 532
Подзоны разного обогащения 38
Подслой (ламинарный, турбулентный)
237
Ползучесть 182, 199, 206, 277
оболочки 205, 295
тепловая радиационная 278
топлива 182. 278
Полость в реакторе 323, 452, 501
Поправка на гетерогенность 128
Порошковая металлургия 280
Потенциальное рассеяние 109
Потеря реактивности 169
Поток нейтронов;
абсолютный 95
асимптотический 109
депрессия 110
градиент потока 150
групповой 107
замедления 108
максимальный 99
распределение потока 98
сопряженный 138
спектр деления 108
энергетический спектр 99. 108. 500
Правило линейных составляющих 195
Превышение номинальной мощности
156. 267
Предел деформации 195
Приближение:
диффузионное 77
мгновенного скачка 137
рациональное (Вигнера) 128
узких резонансов 109. Н |
Приведенная стоимость 51
Пробный объем 251
Программа:
анализа прочности 207
подготовки групповых констант 106,
расчета цикла 161
Продукты деления:
актиниды 489
аэрозоли (см. Аэрозоли)
виды 474
выход газа 192, 278
газ в топливе 180
газообразные продукты 390 460
галогены 473	1
источники тепловыделения 474
кинетическая энергия 94
маркировка газом 186, 347 390
накопление 166
нералгщактивкый газ 192, 474
Пара осколков 91, 163
перенос 489
регистрация по нейтронам (см. За-
паздывающие нейтроны)
удержа вне 539
Протактиний |63
Прототип реактора 12. 13. 552
Псевдовяэкое давление 109
Р
Равновесный цикл I59
Размазанная плотность топлива 90
Разрешенные резонансы II.»
Разрушение, разгерметизация тп^ла (см.
Т вэл)
Равноосная температура 190
Равноосные «ерна 190
Радиационные свойспмг
конструкционных материалов 292
топлива 278 281,283,281
Расплавление оболочки (с ' Оболочка
твэла)
Расплавление топлив.! (к Топливо)
Распределение:
Максвелла 122
нейтронного потока 98
плотности экерговыдт »ня 95
эффективности матер налов 161
Распухание
искривление ТВС 214
карбид бора 31I
карбидное топливо 283
мсталлнческо. т ’П нво •
никеле в нг материалы 2^»
оболочка твэла 31. 199. 296—300
оксидное топливо 28!
роль напряжения 20о
— темпсрат\ры Z»'» 299
— флюенса 297. 298
— холодной деформам.in 299
скорости распухания 298
сталь 49
тантал 312
топливо 278
— на основе тория 287
чехол 218
Расходы на единичную партию 60
Расчет разрешения сборки 444
Расширение
активной юны Щ
натрия 403. 457
топлива 403, 453
Рациональное приближение Вигнера 128
Реактивность реактора 133, 139
баланс 410. 422. 444
выгорание 163
доплеровский эффект 144
единицы и«мерения 135
компенсация 217
неопределенность расчета 156
обратная связь 144
потеря теплоносителя 150. 499
разрушение зоны 438
Алфавитно.ПредметнЬ|й укамтель
распределение эффективности маге-
риала 1э4
расширение 141
система регулировании 156, 374
уплотненно зовы 141. 36 |
эффект гомогенизации 530
Реакторы:
Б Р-1,2,5.10 12. 30. 512
БП 350. БН 600 12, 13. 29. 316. 328 549
БОР-60 12. 29. 314. 514
БН Н>00 12. 13. 29, 3|Г>. 552
«Клемент сна» 12. 27. 542
«Клинч Р' вер*
верхи’ । эщнтндя плига 338
в нут ре fi ия я iа шита 335
лоплс -орск «й эффект 148
инн н я «Лолочка 487
контроль и .«рамс гров 343
— реи 1 н1НиХ‘ги 157
корпус и компоненты 332
пэтриеяы нлсосы 326
натри вый »ффскт реактивности 148
обору ... . ише пне корпуса 179
плрпнод ж й цикл 319
парой nt рлтор 329
приме • . i> 1Ный теплообменник 328
реактанс- гъ выгорания 148
сиены. роля \ЭС 320
съем о. '’«'«кого тепловыделения 386
«Рапсод V 12. 30. 554
•Cvncp Фг| 12, 13. 30. 316. 317. 474.
552
«Феникс • 12 30. 221. 316. 338. 544
«Энрико Ферми» 12. 27. 511
CABRI 456
IBR I 12. 27. 512
EHR 2 12. 27. 544
бе юиаегкнт». 447. 478
контроль герметичности пилон 186
крепление активной юны 220
металлическое топливо 286
насосы 326
облучение твыон 190. 206. 232, 295
парогенератор 230
регулируют ш « тер ж пн 309
ЕГП 12. 27 544
активность га «опой подушки 331
допуски па деформацию 377
ващитное оборудование 487
копыт ан ня твэлов 377
нарушения в системе охлаждения 394
остаточное тепловыделение 38ft
распре деление эффективное гей ма те-
рна л оп 154
сигналы останова 384
средства аварийного удержания 481
температурные поля 242
теплофнзические параметры 238
факторы перегрева 269
JOYO 12. 32, 314, 544
КХК-2 12. 32. 314. 544
LAMPRE 12, 27, 542
MONJ1 12. 32. 327. 330. 552
PER 12, 3!, 316, 328. 388. 544
SEFQR 12, 27. 135, НЗ. 32»;, 489, 542
SXR 2 12. 32. 316, 552
SNR-300 12, 32, 327. 549
Ре гул и ру к» in । е стер ж ни:
запас реактивноегн 156
критерии поднятого PC 156
материалы 37, 309
объемная доля 89
сборка 217
СУЗ 309
чехол 184, 217
Рс.юнацсвое самоэкравнропаппе 105, 112
Резонансные параметры, сеченки 115
Решетка тйэлов. ТВС 39
С
Сборка защиты 218
зоны воспроизводства 215
ТВС (см. 'ПЗС)
Сейсмические факторы 220. 263. 505, 527
Сечение взаимодействия нейтронов 105
носьмнг рупповые сечения 56!
групповое 107
деление 45, 107
захват 107
композиционно ta висящее 125
ком по пшпонно независящее 106
конструкционные материалы 291
материалы органов регулирования
313
МШ>ГО1 руиповое 105
иеуиругое рассеяние НЗ
область неразрешенных ре юнансов
120
ра (решенных ре юнансов И 6
одиогрувноное (и уравнениях выгора-
ния) 166
поглощение 123
полное 107
потенциальное рассеяние 109
программа расчета сечении 105
разбавление 105. 112
рассеяние 107
реакторная компотная 125
резонансное сечение 115
резонансы железа, натрия, урана 118,
119
самоэкрапнронание |05, 112
свертка сеченни I 30
среднее по широкой группе 130
транспортное сечение Ю7
упругий увод 126
упругое рассеяние 125
четырехгрупповые сечения 559
эффективное сечение 105
Система:
аварийной ниинты АЭС 374
теплоотвода 36, 4 I
управления н защиты (см также
СУЗ) 133. 154
Системное время удвоения 175
Сквозной цикл 21, 49
Смешанное топливо 37
Смешение атомов 277
Сопло 214
Сопряженная функция 138
Состав облученного топлива 169. 176
20 Зак. J 292
594
Алфавитно-предметный указатель
Спектры нейтронов 99^JO8. 500
Средний путь пробега 77, 128
Сталь нержавеющая:
аустенитная 300 (см. Аустенитные
стали}	„ х
замораживание жидкой фазы чои
материал оболочки, чехла 290
материал парогенератора 331
науглероживание 306
оболочка твэла (см. Твэл)
охлаждающий слои 535
радиационные свойства 292
состав 301
сплавы 30]
стальная ванна 533
— зашита 340
тип A]S[-316 186, 302
требования 290
ферритная сталь 295, 301
физические характеристики 302
холодная деформация 296
чехол ТВС (см. ТВС)
Стенд SNEAK 32
Степень перегрева 164
Стехиометрический состав 9J. 280
Стоимость электроэнергии АЭС:
капитальная составляющая 53
нормативная цена 54
полная стоимость 65
приведенная стоимость 50
топливная составляющая 64
Столбчатые зерна 190, 227
СУЗ:
вопросы надежности 380
принципы проектирования 156
~ требования 156
Сырьевой материал II, 14, 37. 144
Тантал 312
Теория:
возмущений 138
детонации 462
диффузии 77
транспортная 77. 339. 436. 516
Теоретическая плотность топлива 91
Тепловая ползучесть 206
Тепловой цикл (Репкина; 319
Тепловыделение остаточное:
источники 94, 386. 475
отвод 373, 386, 503, 520
Тепловыделяющая сборка (ТВС) 40.
искривление 219
конструкция 210
крепление 220
поведение совокупности ТВС 218
прижатие ТВС 262. 375
пучок твэлов (см. Твэл)
размер 212
распухание 218
сопло 214
чехол 210
Т'.кловыделяющий элемент (твэтг
аиг.тиз прочности 195. 199
вентилируемый твэл 356. 510
газовая полость 184, 192. 199 208
диаметр 45. 414, 187
длина 185
днетшшшяшрующая проволока
шетка 40. 212	рс’
зазор между топливом и оболочкой
(см Зазор)
конструкция 182. |м4. 51 о
контроль герметичности 186. 347. 390
линейная тепловая натру ка J87*
материал оболочки ЗОО
наконечник 184
несладкость поверхности 510
плавление 377. 416
процессы разрушения 409. 416 49я
429	’	’	*
пучок 238
разрушение 414
распространение локального повргж-
дення 389
ресурс 182. 195
температура н цснр< ?4
— на поверхности -24
теплофнзический ант на 224
требовании 276
эксперименты, испытан нж 229. 232
270
Теплоноситель 4 . .Ю2 4'28
активация 47, ЗП4. 1
взрыв паров натрия 462
«холя шип поток 41. Н 243
газовый (см Гс ше~ый теплочосн
толь)
гидродинамика 305
детектор уровня 348
дросселирование 2*3
загрязнение 35б
закупорка канала 392
каналы теплоносителя (см Каналы)
кипение 418. 457
контроль течи 348
материалы 47. 302
натриевый теплоноситель (см Н »т-
рнн)
нейтрон но физические характеристики
перетечкн 248
площадь канала 238, 247
потеря давления 212 2ь2
— массы 348. 364. 418
распреде теине потока 247
расходомер 344
свойства, сравнение 307. 308
совместимость 305
температура 234. 243. 247. 272
тепльфнзичгекие характеристики 303
течь 348
требования 303
уравнение переноса 258
Теплопередача. теплоотвод
конвекция 234. 422. 512. 523
корреляционные соотношения 238, 512
направленный поток 435. 477. 537
натриевый контур 40. 314
промежуточный теплообменник 40. 3L8
Алфавитно-предметный указатель
595
системы теплоотвода 4|, 322, 386 503
тепловой поток 38, 187, 231
уравнение теплопроводности 224
Течь теплоносителя (см. Теплоноситель)
Топливо:	'
аксиальное расширение 141
выгорание 161
газообразные продукты 279, 282
загрузка 364
закупорка (см. Авария)
запасы урана 21
зернистая структура 189
карбид 283
кипение жидкого топлива (см. Кине-
пне)
композиция 1Г»4, 169, 177
конденсация 487
к иг та пн ческа я структура 286
лнч'Тншя тепловая нагрузка 187
металл 285
мем.ннчгскля устойчивость 277
микроструктурные изменения 277
на основе тория 287, 288
урана 279
<-* .ащсиис с топливом 159
• ид 4% 280
п»  работка 60
ж рг тройка структуры 227
по.иучсч гв 277
п* р»<1 I н тъ 190, 224, 289
прочность 277
ра п ma 1СННС 279, 289
р Пухаияг 278. 281. 283, 286
рдстреекИванне 183, 189
расходы на никл 60. 69
расширение топлива 403. 453
свежее топ. । и во 159. 178
<нонгтвд карбида 283
металла 285
оксида 280
<• равнение 289
температура 187, 224. 228
тепловое расширение 203
теплопроводность 200
топливная партия 61
таблетка 90
топливный цикл 60. 160
ториевый цикл 179
у п ютнение 392
уран плутониевый лик;л 176
нейтральная полость 227
эффект прилегания 198
я.нрнзя плотность 89, 162
Ториевым никл 179
Торий:
делспне ядер 45
использование в бридерах 35, 43, 163.
179. 287
карбид тория 288
м<талл 288
оксид 288
Точечная кинетика 134
Транспортная теория (переноса) 77,
.339. 436, 516
Треугольная ячейка 88
Тритий 306, 309
20е
У
Ударные волны 470. 530
Удельная загрузка 19. 37. |01, 187
Углекислый газ 124, 179, 531
Углерод в стали 306
Уплотненно активной зоны 141, 392
Уравнения:
выгорания |63
К. i а п с и ро в а — К л а уз я у са 4 4 2
непрерывности 249. 405
сохранения массы, нм пульса, энергии
252. 257. 405
точечной кинетики 134
Уран:
изотопы 230U, 237U 163
изотоп 230(1 94. 163. 386, 475
карбид, оксид 279
металл 288
обедненный 22, 185, 215, 506
ресурсы 21
свойства 289
топливный никл (гм. Топливо)
урановая панна 535
уран-плутониевый цикл 14, 164, 176
уран-ториевый цикл 14. 164. 179
Условия текучести Ирандтля—Рейса 205
Установленные электрические мощности
23
Утечка:
газообразных продуктов деления 390
нейтронов 39, 77. 92
радиоактивности 396, 539
Ф
Фактор перегрева 213, 267
доверительный интервал 267
комбинация факторов 268
применение 272
реакторы CRBRP, FFTF 262
систематические и случайные ошибки
271
тепловой поток 270
Фактор самоэкранировация 105
Фермиевский спектр замедления 99
Фиксированные расходы 56
Фнссиум 286
Флюенс 48, 161
Формула Врайта Вигнера 1|5
Формулы Ьоришанского 240
Фундаментальная мола 83
Функция ценности 138
X
Холодная деформация 49, 186. 292, 299
Холодный участок петли 226
Ц
Цезий 370
Ценность нейтрона (см Функция ценно
ст и)
Цепочки ядерных превращений 14. 1б4
Цикл реактора 159
Цилиндрическая геометрия 83
596
Алфавитно-предметный указатель
Ч
Частичная повреждаемость 196
Чехол сборки 210
Число:
Бонда 465
Нуссельта 237
Пекле 237
Прандтля 234
Рэлея 478, 537
Стантона 512
Э
Эвтектика 286
Экономическим анализ 49
баланс 58, 61
капитальная составляющая 53
концепция приведения 50
нормативная цена 64
полная цена 65
стоимость денег 52
топливная составляющая 69
экономические параметры 66
эксплуатационные расходы 69
Экспериментальные БР 12, 542
Энергетический спектр нейтронов 99
Энергия деления (составляющие) 94 J
Энергия ы работка 46, 162, 194
Энсргораспределенне 95
Эффект:
депрессии 11 I
реактивности I33
резонансного самоэкрамнровиния >аг
112	°’
Эффективная доля запаздывающих паа
тронов 131	геЯв
Эффективное напряжение 202
Эффективность материалов | >4
Эффективный к ><ффицщ вт ра «миожения
(см Коэффициент рл.м «ожс.нщ)
Я
Я де риая концент ра п и я
92. 142. 161. 168. 4 .ко
Ядерное топливо (см Т
Я де р и о - тс х но. ю г и ч <•. к нс
(плотность) 89.
’Г л нво)
h ; амстры Ю|
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. G Robert Keepin, Physics о/ Nuclear Nineties, Addison-Wesley Publishing Co, Inc,,
Reading. Мл. |%5, 4
2. DOE News Press Release, “DOE Reports Latest Estimate of U S. Uranium Resources and
9 US Uranium Production and Exploration and Development, Drilling” Grand
Junction. Colorado Office. U.S. DOE (May 7, 1980).
J he Next 'twenty lews. Report by a study group sponsored by the Eord
1	oundation and Administered by Resources for the Future, H. JI. Landsberg, Chairman.
Ballinger Publishing Co,. Cambridge. MA, 1979, 237.
Karl Win/. I.eiturex on last Reactors, Kernforschungsz.entrum. Karlsruhe, 1973.
2	. E Pax on Editor. Radial Parfait Core Design Study, WARD-353, Westinghouse Advanced
Reactors Division, W»hz Mill. РЛ. June 1977.
D | ( мгЬсг and R R Kmscy. Neutron Crow Sections, Volume Ht Curves, BNL 325/Third?
Edition, Brookhaven National Laboratory, January 1976.
J П 5 ’4-1 M k Drake. Data I ornuth and Procedures for the END!Neutron Crow Section library.
BNl -502 4 HriMskhavcn National Laboratory, (April 1974 Revision).
2 R W Hardie and W. W little, Jr. 1 D,V. A One Dintensinnal Diffusion Ct de Jar"
< .ever using EftcitK v Nm fear C rruv Svttionx, BNWL 954, Battcllc Northwest Laboratory,
March 1969
C R Wcjvbin. P D Soran, R 1 MacFarlane. D. R. Harris, R. J. LaBauve. J, S.
Hendricks. J I White, and R В Kidman, MINX: A Midtigroup Integration of Nudcar
\ Sh №wh from I S Df R LA 6486-MS. Los Alamos Scientific Laboratory’. August 1976.
4 M I Janies.‘‘Energy Released in Fission.” Л Л'ш Energy, 2J. (1969) 516-536.
5.	J P Unik and J I Grind lor, л C rntcal Review oj the Energy Release in Nudear Fission.
AN I 7748. March 1971.
6.	F. A. Schmitlroth, Decay Heat for the Hast Test Reactor (IT Rj, 1IEDL-TME 77-13» June
1977.
7.	R Sher and C. Beck, Fivioit Energy Release fur 16 Fissioning Nudities. LPRl NP-17 f,
March 1981.
ft. Prehmmun Safety Analysis Report, Clinch River Breeder Reactor Plant,Project Manage-
ment C corporation, 19' 4.
9.	hquid Metal Fu\t breeder Reactor Conceptual Plant Design. 1000 MWc. ТШ-2770Е?,
Vol П. Rockwell International and Burns and Roe (May 1977).
10.	Preliminary Safetv A nah us Report. Clinch River Breeder Reactor Plant, Amendment
3» 51 . September 1979, 4.3 15,4.
W Hafelc. D. Faude. E. A: Fischer, and H. J. Laue, “Fast Breeder Reactors. Дйпщ«
Ret ter. of Nut S<L. Annual Reviews. Inc., Palo Aho, CA. 1970,
p W P Barthold and J. Beitel. ‘’Performance Characteristics of Homogeneous xcr*u^
Heterogeneous Liquid-Mclal Fast Breeder Reactors;1 2 3 Nudear Tedtnvbgy. 44. (1979) 45.
50.
Глава 5.
1. II. Bondarenko, el aL. Group ( onsfanls fur Nudear Reader Cala&Hwm. Translation •
Consultants Bureau Enterprises, Inc,. New ^ork\ 1964.	...... ».
2. К. B. Kidman, R. E. Schenlvr, R. W. Hardie, and W. W. Lillie. “Thu Shielding I J^or
Method of Generating Multigroup Cross Sections (or l ast Reaclor /ViaJysis, Auc*. 5 ••
шгс/L/rg. 48 (1972) 193-201.
3. }J. iknnson. B. J. Toppel, and C. G. Stenberg, ЛЛ.--2; Л C«/e M Calculate IM
Seuuou Spectra unit Multigwup Crots Section^ AN1. S144. Argonne National Libctitory
1976.
Список литературы
598
Главд б,
»
4
5
6
х.
10
II.
12.
13.
14.
15.
Гб-
17.
8.
ч
, the FNDF < nWA jetton /тбгап’
M К Drake. Dow Forma" and Pr,4‘‘'‘^Q^.(April I4'4 Revision)
BNL-50274. Brookhaven National 	,	lltr^ Гам F^rr R,u,im.
H H Hummel and D Okrent. *««/«
American Nuclear Societv. N?”	Pergamon Press. Neu \ >rk |%ij
I Dresner.	Morns. R J Lebauve. I S
C R Wcisbin. P Г> Soran,	‘ ,wrvV 4 Ч и fogroup Integration nt \udcar
Hendricks. J E White. and .	’	AbmOS Scientific Laboratory August |«?t
V-.SV<7wws,frrwi	n n .7	4 Ore-Dimensional Diffusion
XV J Davis. M B. Yarborough, an	' j WAR D-XS 3045 I Westinghouse
and Transport Nadear Cross Section PrineWt <
Advanced Reactors	AU~U 1 * R к,<]тал. ETON. .4 C«/r to Canulate t»mUp
R E. Schemer. J L. Ba er, am w\’WI -НЮ2 Batielle Northwest Laboratory,
Constants for budear Reactor Calculations. BNWL-H^. tsati
R W Hardie and W. W. Little. Jr.. /OV. А OnC’Dimemionu. /V'u i ode foe
Generating Effective Nuclear Cross Seatons, BN* 1 *>54. Handle N.*rrhw« л I bo'alorv.
1964.
В A Hutchins. C L. Cowan. M D Keth, and J В Turner ENDRt 4	4 mputer
Code io Generate a Generalized Multigroup Data File lr<»m f \t>F г AP-13704,
General Electric Company. March l*TI
С. I. Cowan. В A. Hutchins and J. E. Turner. 1 DOH V 4 Code t Generate • rmptni-
non and Spatialh Dependent Cross Sections, GFAP 13740, General Fleet n	Aug UM
1971. (Sec also R. Protsik. E Kujauski, and C 1 Cowan. ТРОИ V/1 (ER *4R5t
September 1979 )
K. Gregson. M F James, and D S Norton. Ml ЯИ 4 Multilevel Brett H/jpirr
Computer Programme, UKAEA Report AEEW M 51 March 1965.
D 1 Garber and R. R Rinses. .-Vcwtw Cross Section*. I Ы H Curies. 3d cd . BNL 325,
Brookhaven National Laboratory. January 1976
С. E. Porter and R. G Thomas. “Fluctuation of Nuclear Reaction Widths. Ph\ Ra ,
704(1956) 4XJ.
P. Circcbler. B. A. Hutchins, and J. R Sucoka. Calculate*! of Doppler Coefficient and
Other Safety Parameters for a Large Fust (hide Reactor, GEAP 3646, Gweral Fkctric
Company. March 1961.
G. I. Bell, “A Simple Treatment оГ the Effective Resonance Absorption Cro- I ScclKXtf Ш
Dense Lattices?* .Vue/, Sd. and Eng , 5 (195») 13g,
A
W. Hafcle. K. OU. L. Caldarola. W. Schikarski. К. P. Cohen. В Wolfe, P. Gretbkr, N>d
A. B. Reynolds, '‘Static and Dynamic Measurements on the Doppler Effect ifl 4П
Experimental Fast Reactor/1 Free, of the Third Jnt, Conf, oft the Fracefid Vsn of Atomic
Energy, Geneva, 1964.
L. D. Noble, С». Kussmaul, and S. L. Derby, “SEFOR Core I TianCcnls,” (»ЕАР-13Я37«
General Electric Co., August 1972, and ‘Experimental Program Resultv in SH OR < otz
IT” GEAP-J3833. June 1972.
R. J. Tuttle, “Delayed Neutron Yields in Nuclear Fission.*’ Proc, tf the ConndtORt^
Meeting an Delated Neutron Properties,IAEA. Vienna, March 1979.
R. J. Tunic. “Dclaycd-Neutron Data for Reactor Phvsics Anahiis,0 NucL ScL and Eng,
56(1975)70.
<
H. H. Hummel and D. Okrent. Reacthity Coefficients In Large Fast Pcmer Readout
American Nuclear Society. LaGrange Park. IL (1970) 87-88, 14b,
Preliminary Safety Analysts Report, Clinch Raver Breeder Reactor Plant, Project Manage-
ment Corp. (1974) 43-61.
H. S. Bailey and Y. S. Lu. "Nuclear Performance of Liquid Mclal Fast Breeder Reactors
r ‘° PKCludC Eoe^c,i'; Hypothetical Core Disruptive Accidents.” > ud. Tak.
D. Okrent, “Neutron Physics Considerations in Large Fast Breeder Reactors»
Reactor 7<’4Й,7(1964| 107.
J Paxson, cd.. Radial parfait Cure Design WARD-353. VotlnghOUiC EkCtnC
Corp., Madison, PA, June 1977,79.
Список литературы
599
10.
II.
12.
г	о/ PrMtferatimt Resistant	О.,./.-
t/X .714 	R,W)392 (,,R)Rcv-1 > Сепсг‘'’ с" 	<: * Sep»«n-
J. (... Mougnjol, J. Barre, P. CblRon, C. Giacometti’, G. Ncvierc, J. RjGer and В
" г. ’ Gain. de Regeneration des Rcaclcurs Rapides a Uombusiibk Oxvdc el j
Kclngerani Sodium,” Ptve. European Nuclear C.mtf,, 4 (April 1975) 133.
J. . i elson, R, W, Hardie, and L. 1> О Dell, I'hree DinienSitsnul Neutronii t ( iil< ulatb>nt
vf UR Safetv Parameters, HEDLrTME 74-52, Hanford f.ngineenng Devdopmcnl
1 aboraiory, Richland, WA, Augu.il 1974.
Глава?. 1. P. Greebler and C. 1. Cowan, FUMBLE; Ям Approach to last Ранее Reader Fuel
Management ami Burnup Cakufalfontt, CiElAP-13599, General hleitric Co., November
1970.
Z J. Hoover, G. K. Leaf, I>. Л. Mcnelcy, and P. M. Walker, “The Fuel Cvifc Analysis
System, RI-HUS,” Уш/. Sri. am/ Eng., 45 (1971) 52-65.
3.	w. W. link, Jr., and R. W. 1 lardie, 2DB User's Manual, BNWI.-831, Pacific Northwest
J aboratory, Richland, Washingroll, 1968.
•4. R. W, Hardie and 4. \V. Little» Jr.» .Wfl, Three Dimemiontd Diffusion Theory* Burnup
Code, BNWr.-l. 64, Pacific Northwest Laboratory, Richland, Washington, March 1970,
• • H. L. Wyckoff and P. Grccbkr, «‘Definitions of Breeding Ratio and Doubling Time,"
Vu< leur Technology, 2/ (1974) 158-164*
6,	K. On. An Improved Definition of the Breeding Ratio for Fast Reactors," Trdn^ X/n,
Лис/. .S/ч-. J? (1969) 719.
7.	W P. Banhold and Y. I. Chang. “Breeding Ratio and Doubling Time Definitions Used
for Advanced Ends Performance Characterization," Trar.c. An\, Such Soc.t 26 (1977) 588.
8,	D. R Marr, R. W. Hardie, and R. P. Omhcrg, “An Expression for the Compound System
]>ouhling Time Which 1 xplkilly Includes the Approach Io Equilibrium," Trtim; Jal
AW. Л*., 2rt (1977) 587,
9.	W. P. Barthold and J. C, Beilcl, “Performance Characteristics of Homogeneous’ Versus
Heterogeneous Liquid Metal Fast Breeder Reactors." NiicE Tech., 44 (1979)45,50-52.
10.	C. A Erdman and Л. B. Reynold’;, “Radionuclide Behavior During Normal Operation o£
Liquid -Metal Cooled Fast Breeder Reactors, Part I: Production," Nuclear Safety, 1$
(1975)44 46.
If. V. I Chang, С. Г. Till, R. R. Rudolph, J. R. Deen, and M« I King, ЛЛспюпТе Fuel Cycle
Options Performance < haradrmtux and Impact on Nuclear Power Crowtk fytailfa!'
ANL-77-70. Argonne National Laboratory^ September 1977.
l.ianaS, 1.
X
3.
V. 7 Jankus and R W. Weeks, “L1FE-H-A Computer Analysis of Fast Reactor
Fuel4 lemoni Behavior as a Function of Reactor Operating HistoryNuc, andDes^
7Л (1972) КЗ-96.
Chn<h Kner Breeder Reactor Plant. Preliminary* Safety Analyst Report. Amendment
September 1979. 4 2 4	* e в
P Delpcyroux. "Supcr-Phcnix 1 Fuel Element Optimizahon-Erst Check of Overall
Behavior ’ Pro< from Conference on Opiimination of Sod\ \int- CooledFaxt Readers, Loudon#
November 28-December 1, I97X
ti Karsten. The Fuel Element of the Sodium Rrctdvr. EURFNK141*, October 1976,
Karlsruhe. Germany.	,
5	I H Van Vlack. Метепн of \futeriah Science, Addison-Wesley Publishing Co.»Reading»
6.	D R O’Boylc. F L Brown, and I E Sanecki. "Solid Fissmn Product Behavior m
Uranium Plutonium Oxide Fuel Irradiated m a Fast Neutron Mux,"Л A«cP. Vu,*.»2Z
7.	D R Olandcr. Fundamental А уреич of Sude'iC Reactor huel }.1етепП,Т1О ₽ HP!.
US ERDA. 1976
Я. D S Dun and R В Baker. SIEV-A Correlated Code for thePredutmn 9 l^uid
Fan Breeder Reactor (I 4F8R) Fuel Thermal Performance. HFDL IME 74 -7 » Hanlvtd
Ingjnccring Development Laboratory, 1975.
Список литературы
600
9.
10.
1L
12.
13.
. Potential of Irradiated Breeder Reactor
SSS’*« •“ 0,“' r“I ““'i
t Transient Fission Gas Rete^. ^and L. A. Pember. **A Correlated hsmm GB
D. S. Dutt, D. C. Bullington. R. B.Bak,	;J9g _ w
Release Model For Fast Reactor F •	11Д NcW Approa<,h to Stress-Rupture
f-J. f7« 3^ ЬП I	,*<//	,28 (1977) 69-75.
Data Correlation, Mat. Sa. and v «orations of In Reactor Endurance
14	. C. W. Hunter and G, D. Johnson, “Fuel Adjacency Effects on Fast Reactor lidding
Mechanical Properties/ Int. Conf, Fast Breeder Reactor Fuel Per/Ьгтапсе, ANS Л!МЬ
Monterey, CA. March 1979. 478-4M.
15	. C. W. Hunter and G. D. Johnson, “Mechanical Properties of Fast Reactor Fuel Cladding
for Transient Analysis,” ASTty Symposium on the Effects of Radial t n Sirva&at
Materials, ASTM-STP-6H, 1976.
16	. G. D. Johnson and C. W. Hunter, “Mechanical Properties of Transient Fc to J Irradiated
Fast-Reactor Cladding.” Trans. ANS, Ю (November 197K) 195-!%.
17	. F. E. Bard. G. L. Fox, D. E Washhum and J. E. Hanson. ‘ Analyti al FCdds for Fuel
Pm Transient Performance,” Proc, of /nt. Meeting on Fast Reactor Л rc!y anJ Related
Physics. CONF-76IOOI, HI, Chicago, October 1976. US ERDA (1977) 10 Л
18	. W. S. Lovejoy, M. R. Patel. D. G. Hoover and F. J. Kxcmimavw k, PFCSdlh
Probabilistic Evaluation of Cladding Lifetime in IMFBR fuel Piru GI t R- 2 6, trcneral
Electric Co., Sunnyvale, CA (1977).
19	. D S. Dutt, R. B. Baker and S. A. Chastain. “Modeling of the Foci ClaJdfog Poetirradia*
lion Gap in Mixcd-Oxide Fuel Pins,” Trans A W, I? (1973) 175.
20	. L. Leibowitz, E C. Chang. M. G Chasanov, R. L. Gthbv. Q Kim. А. С M Hund. u*nd I).
Stahl. Properties for LMFBR Safety Analysts. ANL-C EN-RS-76 1. Argonne Na Гюта!
Laboratory, March 1976.
21	. J. E. Shiglcy. Mechanical Engineering Design. McGraw Hill Co., 2d ed . Nrw York. 1972,
73-76.
23.
24.
25.
26.
27
2X
29
30
A Mendelson, Plasticity: Theory and Applications. MacMillan Co. New rk, 19W,
E. R Gilbert and L D Blackbum. “Creep Deformation of 2OT Cold Worked Tvpc 316
Stainless Steel,” J of Eng Mat. and Tech . 09 (Apnl 1977) 16Я 180
E. R Gilbert and J F. Bales, “Dependence of Irradiation Creep on Temperature and
Atom Displacements in 20% Cold Worked Tvpe 316 Slain levs Steel J t Mai 65
(1977) 204-209.
LLTa28,R D ?ff‘c!d-Jr  and R A Marklfv n'rrnal ™ / bow.'.' Wrtrf ЙШ
P R ^HuehorT’ ^fnCan 7?ICar Socie,>'’ La Grange Park. IL. 1978. 19-2) 47
Performance" Rwrr °f Mclal Swdl,n8 and Creep on FaM React ex Deygn and
renormance. Keactor Technology. /5 < 1972) 164 •
Design " RadtafioTbiJ /Т*5' Impllca”on!' of M«*l Swelling in FaM Rciclor
PoZ\netTo L t w r ±‘n Me,ait’ CONF'71<*0'	< 197) AEC S>m
W H Sutherland aind V В	Unnic"; New York. 84 124
BNWLD62. Battdie Norths Laboramn WO
Stress. Planc'skin ^d'kx.V	Compu,er ( ode f<* Creep Analysis of Plane
DA Kucera and D Mohr вОГг‘^с^/П*й” /Z
wi ° Ы	A^^S
Глава 9. I Y S Tang. R D Coffield. Jr., and R A Markle)’ Thermal Analysts of iaquid Metal F^!
Breeder Reactors. The American Nuclear Society. La Grange Park. Illinois. 1978
2	A В G Washington. Preferred Values for the Thermal Conductivity of Sintered C^ramiC
Fuel fur Fast Reactor Use. TRG-Report 2236. September 1973
Список литературы
601
3.	D R Olander, Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements, Chapter IQ,
HD-2671!-PI. Office of Public Affairs. U.S. ERDA. 1976
4.	R. B. Baker, ( alibration of a Fuel-(o-C kidding Gap Conductance Mfdel for Fust Reactor
Fuel Pins, HEDL-1 ME 77-86, 1978. Hanford Engineering Development Laboratory,
Richland, Washington.
5,	A. M Ross and R. L. Stoule, Heat Transfer Coefficient between UO> and Zircallov 1
AECL-1552, June 1962.
6	G J ( alamai, R 1) Cofficld, L. Jossens, J. L. Kenan, J. V Miller. E H Novendstem,
Ь H Ursirfi, H West, and P J Wood. iS/caJy State Thermal and Hydraulic Characteris*
tics of the FFTF Fuel Assemblies, FRT-1582. June 1974.
7	RD Leggett. E. O. Ballard, R B. Baker G. R Hom, and D S. Duh, "Linear Heat
Rating for Incipient Fuel Melting in UO2 PuO2 Fuel." Trans. ANS, 15, 1972, 752.
8	R В Baker, Integral Heat Rate-to-Incipient Melting in UO, — Pu(): Fast Reactor Fuel,
HEDL 1 ME 77-23, 1978, Hanford Engineering Development Laboratory, Richland.
Washington
9	W It McCarthy, Power to Melt Mixed-Oxide Fuel—A Progress Report on the GE F20
Experiment, GEAP 14134. September 1976.
10	J P Holman, Heat Transfer McGraw Hill Co., New York. 4th Edition, 1976.
11	R ' Martinelli, "Heat Transfer to Molten Metals," Trans. ASME, AP (1947) 949-959
12	J Muraoka, R E Peterson, R G Brown, W D. Yule, D. S. Dutt, and J E. Hanson,
Лиеипил/ of FFTF Hot Channel Factors, HEDL-T1-75226 November 1976. Hanford
Engineering Development Laboratory, Richland, Washington.
13	0 1 Dwyer, "Heat Transfer to Liquid Metals blowing In-Line Through Unbaffled Rod
Bundles A Review." Nucl. Eng Des., (1969» 3-20.
14	M S Kazimt and M D Carelli, Heat Transfer Correlation for Analysis of CRBRP
Usembhes, C RВRP-ARD-0034, November 1976.
15	. V M Bonshansku. M A Gotovskii and E V. Firsova, "Heat Transfer to Liquid Metal
Flowing Longitudinally m Wetted Bundles of RrxJs," At Energy 27 (1969) 1347 1350.
16	H Graber and M Reigcr, "Experimental Study of Heal Transfer to Liquid Metals
Flowing In Line Through Tube Bundles," Progress in Heat and Mass Transfer, 7,
Pcrgamon Press, New York, (1973) 151 166.
17	. О E Dwyer H Berry and P. Hlavac, "Heat Transfer to Liquid Metals Flowing
Turhulcntly and Longitudinally Through Closely Spaced Rod Bundles." Nut! Eng Des,
2/(1972) 295-30K
13	Л E Wahar. N P Wilburn, D ( Koiesar, L D. O'Dell, A Padilla. Jr, L. N Stewart,
and W L Partain. Ля Analysts of the Unprotected Transient (Xerpower Accident in the
FIR HEDl I ME 75-50. June 1975, Hanford Engineering Development Laboratory,
Richland, Washington
Хдава H' I E H Novendstcrn. "Turbulent Flow Pressure Drop Model for Fuel Rod Assemblies
Utilizing a Helical Wire-Wrap Spacer System." Nud Eng and Des . 22 (1972) 19-27.
2	W A Sangstcr. "Calculation of Rod Bundle Pressure Loss," Paper 68-W A HI 35,
ASME. 1968
3	C. Chiu W M Rohscnow. N E. Todreas, Flow Split Model for EMFBR Wrapped
Assemblies, COO 2245-56TR. Massachusetts Institute of Technology Cambridge, April
1978	.
4.	J. T Hawley. C Chiu. W M Rohsenow, and N E Todrcas, "Parameters for Lamina^
Transition, and Turbulent Longitudinal Flows in Wire Wrap Spaced Hexagonal Arrays?
Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Saratoga. NY. 1980.
5	D S. Rowe. COBRA HK A Digital Computer Program for Steads' State and Transient
Thermal Hydraulic Analysis of Rod Bundle Nuclear Fuel Element r. BNWL ,6V4 Bai wile
Pacific Northwest Laboratories, March 1973 See also T L George. К I Ba -u...
Wheeler. W. A Prather, and R E Masterson, COBRA BX 4 Teniwn of COBRA for
Single-Phase Multiassembly Thermal Hydraulic Transient Anuhsis Pacific Northwest
Laboratory, PNL-3259. July 1980.
6	W. T. Sha. R C. Schmitt, and P R Hucbotler. “Boundary \ aluc Thermal Hvdiaub,
Analysis of a Reactor Fuel Rod Bundle,” ,Yw Sci and Eng f976j 140- I OU
602
шшшя
Список литературы
7.	М D Carelli and С W Bach. “LMFBR Core Thermal llydradic Analyse Accounting
for Itnerassemhlv Hear Transfer." Front 4 VS, ’S (June 1978) 560-562
о J I Wantland “ORRJBLE-A Computer Program for Flow and icmpcrature Distnbu-
non in |0-Rod LMFBR Fuel Subassemblies." Vw Tech . 24 ( Г •»> I6S I ^5
9	E U Khan. W M Rohsenow. A A Sonein. and N E. Tod re ax A Porous Bods Model
for Predicting Temperature Distribution in Wire-Wrapped Fuel Rod A-vcmbltcs." \ur
Eng and Des , .0. (1975) 1-12
10	E U Khan. W M Rohsenow. A. A Soncm. and N F Todreas. A Porous fkxh Model
for Predicting Temperature Distribution in Wire Wrapped Rod Assemblies n Combined
Forced and Free Convection,* Awe /’fig and Des , ^5 (1975) 199-4.1 i
11	В Chen and N E Todreas. Predation of Coolant Temperature Field .n a Breeder Rtaaor
Including htterussembh' Heat Transfer. COO-224 5-20TR. Massachusetts !пчлшс of Tech-
nology. Cambridge. 1975.
12	J N Lillington, 5.4ЯЯЕ-3—Л Computer Program for the Calculation S.ead\ State
Boding m Rod-Clusters. AEF.W-M-1647. United Kingdom Atomj H Authority
1979.'
13	. J E Meyer. Conservation Laws in One-Dimensional H\drod\n m	ВТ 20.
Westinghouse Electric Corp . Bettis Atomic Power Laboratory . Pitubu	September
I960
14	RE Masterson and L Wolf. "An Efficient Multidimensional Num * d for the
Thermal-Hydraulic Analysis of Nuclear Reactor Cores. 5< I Ad (197")
222-236
15	J T Rogers and N E T<xlrcas. “Coolant Interchanncl Mixing n P • ud Rod
Bundles Single-Phase Coolants." Symp Heat Transfer in R'tf В.. j .	* .Ml (1965)
1-56
16	T Ginsberg. “Forced-Flow (nterchannd Mixing Model for fuel R d \ be Uulu
ing a Helical Wire-Wrap Spacer System." Vue Eng and Drt .
17	. M W Cappiello and T F Cillan. Cort Engineering Teehni al Pf\>gr\ m Я д Bepaet.
Jan-March /977, HEDL-TME 77-46 (July 1977), Hanford Engincennt best lopmeat
Laboratory. Richland. W’A
18	. Chaumont. Clauzon. Dclpevroux. Estavover Girucr Marmonrer Mougmot ti otKtpuon
du Cocur et des Assemblages d’une Grande CcnwaJc a Neutrons Raptde».~ Card
Sudeatre Europeene. Pans (April 1975)
19	. S F. Wang and N. E. Todreas. Input Parameters tp ( dri И i h	! v/BR
Wtre-^ rapped Bundles. Rev |. COO 2245 I7TR. Massachusetts Institute of Techno^
Cambridge, (May 1979)
20	. Prehmtnary Safe,у Analysts Report. Cl.nch RWr Breeder Reactor Pt", Project M«uge
men! Corporation (1974)
21	* * dcSlordeur- "Dras Coefficients for Fuel Element Spacer -	/^1961»
22.
23.
24
25.
26
27.
28
LJ ^7“ 0/ Fna,nn Fac,on^ -4 ио/ Fb* nr^ Rad Bu*dto
?C R4?mT’4 ? ,he R,t- EVRFHR-IW. November 1965
43^,5,^ rrlS,uA * Prm D,nr И >rr И ' f П >
Л	V» L-1207 September 1969
'sp/cersBreed 1 Hcffnuw- R Mt*[ler. and К Rum. fur/ fc/rww w*
R A T frpdfrFea^ EURFNR.57I. Apnl l%K
g'h V^/we«Ca^TjVo«2T/’J S ' ME ” No'end$Kn’-
of rhe FFTF Fuel Assembhes ARD-FRT \	H
•M D Careih and R A Markies Prri ‘ ^'"nihwisc Elccm. Corp June 1974
Performance of ihc Clinch River Вгеейег'й"^ 17Cma* H4dr*«bc Design and PtcJiued
Paper 75-HT-7I. ASME (1975, R«*«Core.- Ли/ ifeul Tran fer Ccdrf ASME
Breeder Reactors. The A^icatXclei	'*Я<‘Ьм
w b<xiel' i-a Grange Park IL I9'X
l®a 11 1 DR Olander. Fundamental Atpects t f v • o
Office of Public Affairs, U.S ERDA	U'tu^n, T1D Ж11 P1,
Список литературы
603
2,
3.
4.
5.
6
7.
8
9
10
Н
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
w L. Lyon and W E. Daily. "I he Solid L.lquid Phase Diagram Гог the UO PuO,
System. J t-luc. AM»..’.’(3)('O67) 332-3.14	2
U I Nayak. A Boltax, R. J Skalka and A Bianchcria, "An Analytical Comparison oF
the Irradiation Behavior of Fast Reactor Carbide and Oxide f uel Pins." Pr,, Topk-uf
eeting Advanced LMFBR Fuel*, Tucson. AZ, ERDA 4455. October 10-13 1077 537
539, 540
E. H Randklcv. -Radial Distribution of Retained Fission Gas in Irradiated Mixed Oxide
buds, Irons. ANS. 2<Wunc 1978) 234-236
i N Washbum and J. L Scott. “Performance Capability of Advanced Fuels for Там
Breeder Reactors." Proc. Conf. on Fast Reactor Fuel Element Technology. Neu Orleans
LA. April 13-15. 197|.
T A 1 Robertson, Irradiation Effects m Nuclear Fuels. Gordon and Breach, NY, (1969)
* -1 (Copyright held by American Nuclear Society, LaGrange Pk. IL ।
H D Leggett, К К Marshall. C R Hann, and С II. McGiiton. "Achieving High
Lxposurc m Metallic Uranium Elements,” Nttc. A ppi and Tech., 9(1970)673
< W Waller. G 11 Golden, and N J Olson. ( /’u Zr Metal Allox A Potential Fuel for
1 v; ANL 76-28. Argonne National Laboratory, November |975
Л A Bauer. "Nitride Fuels: Properties and Potentials," Reactor Technology. IF No 2,
Summer 1972
V S \ cmcl yanov and A 1 Vebstvukhin. The Metallurgy of Nuclear Fuel Properties and
Principles of the Technology of Cranium, Thorium and Plutonium (trans. Anne Foster).
Pergamon Press, 1969
1 II Kittel. J A Horak, W F Murphy» and S II Paine, Effects of Irradiation on Thorium
and thorium I ramum Alloys. ANL-5674. Argonne National Laboratory. 1963
К Wirtz, lectures on Fust Reactors, Kernforschungszenirum. Karlsruhe, 1973
f К 1 ink M G Chasanov. and L. Leibowitz. Thermophvsical Properties of Thorium and
(гатит Systems for Use in Realtor Safety Analysts, ANl-CEN-RSD-77-1. .Argonne
National Laboratory, June 1977.
R I. Fish and J J Holmes. "Tensile Properties of Annealed Type 316 Stainless Steel
after EHR II Irradiation," У Nuc Mat., 4 6(1973) 113
( W Hunter. R. I Fish, and J J Holmes. "Mechanical Properties of Umnadiaicd Fast
Reactor Cladding Dunng Simulated Overpower Transients," Vw< Tech. . ’ H75|
367-3XK
E. 1 Bloom and J R Wen. Jr. "Effect of Neutron Irradiation in ihc Ductility on
Austenitic Stainless Steel.” Nur. lech., /6 (1972) 45 54
R L Fish and C W Hunter. "Tensile Properties of Fayi Reactor Irradiated Fvpc 304
Stainless Steel. ’ A STM Symposium on the Effects of Radiation on Structural Materials.
ASTM STP 611.(1976). 119
T Launtzcn, Stress Rupture Behavior of	Steel Tubing Influence of Cold Work
and Effect of Surface Defects. USAFC Report (rEA P-13897, (1972)
H 1 anar IV. C W Hutner. G D Johnson, and E P Lippincott. “Helium Profiles
Across Past Reactor Fuel Pin Cladding." Trans. ANS. 2.< ||9?6)
( W Hunter ?nd (3 D Johnson. "Fuel Adjacency Effects on Fast Reactor C laddmg
Mechanical Properties." International Conference on Fast Breeder Reactor fuel P erf or
ma nee. ANS AIME. Monterey. CA. March 1979
J Г Bales and M К Korcnko. MN 8 Equation for Stress Free Swelling of . % Cold
harked A1S! 31b Stainless Steel. HEDl TME 80 8. Hanford Engineering Development
Laboratory May 1980
F A Gamer. L R Gilbert. "Stress Enhanced Swelling of Mcials During Irradiation,
<57 W Utth International Sy mposium on Effects of Radiation on Materials Savannah GA.
June 3 5. 1980
D J Mazcy. J A Hudson, and R S Nelson. " Hie Dose Dependence of \ .nd Swelhng <n
AISl 316 Stainless Steel Dunng 20 MeV C r r Irradiation al 525 C. J Mat 4
J L Bales and M К Korcnko. Lpdated Design Equations for Swelling of 20Я < H 4lSl
Mb Stainless Steel HEDL ГМЕ 78-3. Hanford Engineenng Dnek-pmeni Laboraior..
Januan I97K	.... .u >
J L Straalsund H R Brager and J J Holmes. Radiation Induced Voids m WrtuO *
Corbcti and L. < hnnicllo, cds. ЛЕС Symposium Senes No 26 i<ONT ’1060	u9n2)
142,
Список
литературы
605

If J.1 Holmes, “Trradiati'on-Tnduced Swelling in Nickel Alloys.” Trans 4 VS. I(19^ ц7
37. J. L. Siraalsund and E. R Gilbert. "Development of the Climb Induced Glide Con«pl |0‘
Describe In-Reactor Creep of FCC Materials," J. of Лис. Mat, <Ю (1 WO) 6f. 74.
28.	L. Leibowitz, E. C. Chang. M. G. Chasanov. R. L Gibbs. C Kim. A C Millunzi. and D.
Stahl, Properties for l.MFBR Safety Analysis, ANL-CEN-RS- 0 1 Argonne National
Laboratory. March 1976.
29.	W. Hafele. D. Faude, E. A. Fischer, and H. J Laue. ‘’Fast Breeder Reactors,”
Revie* ofNuc. Sei., Annual Reviews. Inc. Palo Alto. CA. 1970.
30.	J. K. Fink and L. Leibowitz, Thermophy steal Properties of Sodium A N I CFS RSD 70. ।
Argonne National Laboratory, May lQ79.
31.	V. S. Bhise and C. F. Bonilla. “The Experimental Pressure and Critical Point 4 Sodium "
Proc. International Conf. Liquid Metal Terhncdogi in Energy Production, Seven Sprino
Pa, May 1977. (Also COO-3027-21. NTIS [1976J)
32.	S. Das Gupta. “Experimental High Temperature Coefficient T C tnpre• •b:htv and
Expansivity of Liquid Sodium and Other Related Properties. DIS	n
F. Bonilla. Dept, of Chemical Engineering and Applied Chemistry Col m t mvernts
Xerox-University Microfilms (1977). Also COO-3027-2 ’. NTIS (1977).
33.	G. H. Golden and J. D. Tokar, Thermophysical Properties of Sodium, AN L .V 1 А/КОпгг
National Laboratory, 1967.
34.	O. J. Foust, ed., Sodium-.NaK Engineering Handbook, Vol. I Gordon Breach Nr*
35.
36.
37.
3&.
W. K. Anderson and J. S. Thcilackcr, eds., Feutron Ahorhtr Materials > Reactor
Confrrd, Washington, D.C., U.S. Govern men I Printing Office. J96.
Neutron Absorber Technology Staff. A Compilation of Boron ( arbde Design Suptwt Data
for LMFBRControl Elements, HEDL-TME 75-19, Hanford Eogineeong Development
Laboratory, February' 1975.
r	A1 L’ Pl,ncr’ "A Corrc,al'of» fcr Boron Carbide Helium Release in
Fast Reactors,” Trans. .4.VS, (1977) 174.
HM)t SA-
71.. Hanford Engineering Development Laboratory, April 1974. (See also Rd. 30.)
Глава 12. i.
J. Graham, Cast Reactor Safety. Academic Press. New York 1971)
а"£ЕЛ S*cn$on- r^effTFSItic^
lheUS/USSR Joint	Novcra,*r’,e’’ J{
197Я).	f ReackrShielding Seminar. Obninsk. USSR, November
C- A. MuGinn (. N. Wr thf.
К A (4X79)7 X	,St CRBRP PMC 79 07, CRBRP Tc.hnkJ
Descriptions, and* Costs fo?a5Kxx)Jya-A f-^' ^CfPiual pfatt Design, System
AEC Follow-On Stodv. GEAP-S	?*? F“C ’«“«*• T*k 11 R^«’
X S- McDonald (AT) C L	dumber 1968).
•‘LMFBR Development Plant ЬмеЯ’ ** м Johnson (A0. and W. P. Stoker (СП,
ASME Meeting, August 18-21 №>1 Aj^®wF Refueling Systems,” Presorted at
K. W. Foster, "Fuel HandhJrl ’ * F?nQSC0' CA.
on Design, Constructtan an/op^n^F^-1''^ M<taI Rcac,ot5-” fnt- S>'n'?-
feeder Reactors, Bologna, July	DmtmlnfioK HpU Metal Ш
E. Benoistand C. Bouliner ‘TtnT? r c -
ГшещаПопМ, (july l97()	“ and W*! Handfiig Facilities for Pbcnfr,” Xticl.
3.
4.
5.
6.
7.
Я.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
17.
IS
19.
20.
21,
N. Rasmussen. Reactor Safetv Study, An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial
mLmn 1975Г	' WASH140° (NUREO 75/014), U S. Nuclear Regulauirv Com-
El- lewis. Swlear P„Wr Reactor Safety, John Wiley and Sons. New York. 1977,
< hap ter 2.	’	'
Accident Each (1979 Ed ), National Safety Council. Chicago. Illinois. 1979.
Find/ / n\ ironmenfal Impair Statement, NUREG-0139, Clinch River Breeder Reactor
Plant, U.S. Nuclear Regulatory Commission. Document No. 50-537, February 1977
I). E Simpson. W W. 1 itik\ and R. E. Peterson. '‘Selected Safely Considerations in
Design of (he Fast Flux Test Facility,’’ Proc of the International Conference on the Safety
of East Reactors, Aix-cn-Provence, France. September 19- 22. 1967.
A iDp\ementarx ( rdcr\a and Requirements fnr RDT Reactor Plant Protection .Systems, RDT
1 о 11. December l%9. Division of Reactor Development and Technology, US.
Atomic Energy Commission.
Г-. I Kinlner, “Engineering of U S. Fast Breeder Reactors for Safe and Reliable
1 Operation, International Conference on Engineering of Fast Rem tors for Safe and Reliable
Operation, October 9 13. 1972, Karlsruhe. Germany.
Preparation of Environmental Rcporh for Nuclear Power Stations, NU REG-0099, Revision
Julv 1976, I- S. Nuclear Regulator Commission.
\ u< lear Safety Criteria fur the Design of Suitumar) Pressurized Water Reactor Plants,
ANS 51 I (N|K 2 1973). American Nuclear Society, La Grange Park, Illinois.
Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Roiling Water Reactor Plants,
ANSI ANS-52 I 14*78 American Nuclear Society, La Grange Park, Illinois.
fneral Safety Design Criteria for an I Ml RR Nuclear Power Plant, A NS-54 I, Trial Use
Draft Apnl 1975 American Nuclear S<xietv. I a Grange Park. Illinois.
LMFBR Safety Classification and Related Requirements, ANS-54 6, Trial Use Draft,
Gclober 1979. American Nuclear Society, 1 a Grange Park, Illinois.
J. П. Griffith, tt. Avery J. Graham. P Grcchkr, R Kealcn, and D E. Simpson, “U.S.
Aj preach l< 1 Ml HR Risk and Safely R&D Cost Benefit Assessment,” Presented at the
/XV (XX I pual Meeting on Nuclear Power Reactor Safety, October 16-19, 197K,
Brussels. Belgium.
И. A Hclhc and J. H. Tait, An Estimate of {he Order of Magnitude of the Explosion When
rhe ( ore of a Fast Reactor Collapses. RHM-56-113, Apnl 1956
John Graham ‘Selection of Safety Design Bases for Fast Power Reactors,” Proc Fast
Reactor Safety Meeting Beverly Hills, California, April 2 4, 1974, CONF-740401 P3.
Us Atomic Energy Commission (1974), |647-1659.
P Tanguv. A French View on LMFBR’s Safety Aspect,” Proc, of ihe hit. Mtg. on Fast
Reactor Sa/eh Tethnology, Vol /. Seattle, WA (1979) 9-16.
G Ke»lcr, -Safety Levels Satisfactory for the Commercialization of the LMl-BR.” Proc.
<d the Inf 4(g on Fast Reactor Safely Technology. Vol. U Seattle. WA {1974) 2672-2682.
A F Wai tar and A Padilla. JrMathematical and Computational Techniques Em-
ployed in (he Deterministic Approach to Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Safety.
Nuclear Sr j and Eng . t>4 (1977) 418 451.
D R Ferguson cl al. “The SAS4A LMFBR Accident Analysis Code System: A Progress
Report “ Pre International Meeting Fast Reactor Safety and Related Physics. Chicago,
lll/nmv October 5-8. 1976. CONF-761001. U.S. Energy Research and Development
Глава 13.1.
0«7) 539 - 54«Re4CiOr Safcty S,tin8: A Pr<>P«ed Risk Criterion,” AWflJf Saftt)-, 8
Perspectives on Benefit-Risk	^yilems-” P'oceedingt CoHen/uiunt on
^ ashjngionr D C 1972. J	National Acadcniy of
23.
24
25.
Adminisirauon (1977)
J К Vauno and C Mueller. ’ A Probabilisiic/Detcrnunisuc Procedure for Analyzmg
1 MFBR Core Disruplivc Accidents." Prw biternaiional Meeting Fast Rruetor Su/ен and
«X X,.XS0. №».»>. oc„be. > «. >«6. CONH7.™,. US Е»,И
Research and Development Adminisiratinnf 1977)	«,,«77,
К О OU. Probabdisuc Fast Reader Accident Analysis. Nucl Sa and i.ng . M
H K^auske ’The Role of Core Disruptive Accidents in Design and Licensing of
LMFBR S.” Nue/ear Safety. I '-i (1976) 550- 567	Aniiviu 
H К Fauske, "Boding Fuel Steel Pool Charactcnsiics in LMFBR H< DA Analysts,
Truns ANS.22\W1bMb
Список литературы
606
Глава 14. J. American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure }essr/ ( nje Section цу,
Division I, 1975 edition.
2.	D E. Simpson, W. W. Litile. and R E. Peterson. "Selected Safctv Considerations
Design of the Fast Flux Test Facility,” Proc, of the International Conference on the Safety
of Fast Reactors, Aix-en-Provence, France. September 196
3.	P Murray. "Problems in the Irradiation Behavior of LMFBR Core Materials.” Inf. Conf.
Proc, on Fast Reactor Irradiation Testing, TRG-Report-1911, Thurs \ Scotland, Apnj
1969. 402- 4Ю.
4.	R.’Simm and A. Vcca. FFTF Pin Final Design Support Document. FC I 213. Westing,
house Electric Corp.. Advanced Reactor Division. December 19' i.
5.	R. J. Jackson. Evaluation of FFTF Fur! Pin Design Procedures Steads’ State
Irradiation Performance in EBR-ll, Addendum to HEDl 7ML 75-48 Hanford
ginecring Development Labors ton, October 1975.
6.	R. E Baars. Evaluation of FFTF Fuel Pm Transient Design Рг e \ HEDL TN1E
75-40, Hanford Engineering Development Laboratory. September 1975.
7.	R. E Baars, T. Hikido. and J. E. Hanson. "Fast Reactor Fuel Pin Performance
Requirements for Off-Normal Events.” Proc Int. Conf, Fast fir > h Icrforrnamr
Monterey, CA. 1979. 155-164.	’
8.	J. Graham, "Nuclear Safety Design of the Clinch River Breeder Re (	Л|? ;V*Jear
Safety, 16, 5, September-October, 1975.
9.	F. H. Morgenstern. J. Bucholz. H. Kruger, and H Rohrs, ‘ Divcnc Sb vn Sv tern for
the KNK-1. KNK-2. and SNR-300 Reactors." CONF 740401 fir * the Fast Rector
Safety Meeting, Beverly Hills, CA, Apnl 1974.
10.	E. R. Specht. R. K. Paschall. M. Marquette, and A. Jackola. lb d: auLiaflv Supported
Absorber Balls Shutdown System for Inherently Safe LMF HR’s” CONF ( a)| ft* of
the Int. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Ph\wr, Chicago. II Cvtobrr 19^
Vol HI. p. 683.	''	1 ,o.
JE R. B. Tupper. M. H Cooper. and С. E Swenson, compile*. "Self д led Shutdown
System Development.” Nuclear Safety and RchaMm Engineering Annual Prc«eu Reion
Penod Ending September 30, 1979. W-aRD-SR Wesl.nghoc ; I kvinc Corp'
12.
13.
14.
15.
16.
17.
18.
19.
20.
D. R Marr and W. L Bunch. FTR Fission Product Deia\ Heit HEDL TME 7t 72,
Hanford Engineering Development Laboratory, February lQ I.	*3
C. Starr, "Social Benefit Versus Technological Risk Science. I* 11^6 и 21 123*.
U.S. Congress. Joint Committee on Atomic Energy. Passible Modification - • / \ tension of
the Price-Anderson insurance and Indemnity 4rr, Hearing* Before M. Joint C tnvmltee on
Atomic Energy on Phase II: legislative Proposals, H R. 1440$. S. 34 < . and S. JIM. 93d
Congress. 2nd Session. Pt 2, Testimony of C Sian. May 16. 19^4, 6|7
J. Graham and L E Stra*bndgc, "Design Margin Approach m LMFBR Ntfdear
Safety." Proc. European Nucl, Conf. Vol 5 Apnl. 1975 p 48 386
Anticipated Transients Without SCRA M for Hater Cooled Po*et Realtors WASH 1270,
September 1973.
Propagation 'in L^uid-Mctai-CootedF ^'?°n	Hu>kc Pm L Pin Failtxre
16 3, Ma\«June 1975 tqt дп7 ' гес^сг Reactor Fuel Subwcmhlies? ЛйгЛйг
<• V Gregory and D, J. rord -тк c
Suba4M.-mb|ics."j. „Ithe Bntnh \uci f ll7? °f L'xJ	in F..f Reactor
E D Schn.ll, ProvedReaa^t, Ze ^	V ’ J ' >’7*»
Engmeenng Development Labora,? F th' HtDI ?! ’MC7. Hanford
A E Wahar.W.L
P Wilburn, and Ц J. Wdimt'?mm? ODell’A Padilla.Jr, J C S< nnichsen.
T^^drau,tl С— n ’ R J ShlCW'- (CSC;. Melt HI. A
/>-47. Hanford Engtneer.ng Devebnme ТГ Fai' AcUi,"r HEDL-7ME
S I Additon. T В MU aS J Ь19 4
ertormance ( /4 \	- HeJltnehou^ „ ° k	of the Ch trail FFTP Plant
Entering Developmenl Laboratory rfTTT' ( '^е)' HI DL TC 556- Hanford
PITF f lnai Safe,,	tOr> December 1975
Eaborator> December j^s/^ Л H£ DL TI । • Hanford Lngtoccnng Development
t- Simpwn A Alker H V г ,
aui e, К. H k do, R. у, . KcalCD, M. G. StewnSOO, ! *
Список литературы
607
LhfFfiP Dtsign." ERDA-7$.|03, Presented at
A .™ - it I “ °'' tMFBR RMC,or Safc,v- Лг*‘>ппс National Laboratory.
Argonne. IL. January 12-15. |476 p;lper a7
‘ еплХ;/ 1 IOpenfdd- M S,lherb"^ X I’ Johnson. L Baurmath. R L Koontz
P R »W Rcp,'r''" Л, Л1-СО13О55. Atomic International. March 1973
Slurc. Reactor Sodium Coolant Hypothetical Spray Release for Containment
vodent Analysts Comparison of Theory «uh Experiment." Pro. of the last Praetor
Sa!e" Veetmg. Apnl 2 4, |974. Beverly Hills, CA. 473-4K7
R D Peak and I > f> Stepncwski. "Computational Fcanires of the CACECO Contain-
merit Analysis Code,” Trans /1.V.S’, ?/ {P>75) 274-275.
Глава 1 s
I A E W altar and A Padilla, Jr, “Mathematical and Computational Techniques Em-
ployed m the Deterministic Approach to l iquid Metal l ast breeder Reactor Safety,”
\п</ Sn & / >>% . 64 l 1977) 418 45 |
H Alter ii I I lanagan, and N M. Greene, ‘’Central Computerized Data Base for
iquid Metal I ast Breeder Reactor Safety Codes,” /Vac. of rhe hitl Л/ft» mt East Reactor
Vci/rn and Related Phvuti. CON1-76НЮ1. Chicago, IL. October 5-8. |976, 1057-1065.
1 A Bcthc and 111 I ait, J/i / \timate о/ the Order of Mastnttudc of the I ^plosion И'Лгм
• he {ore of I ait Reactor Collapses, RUM (56)/l|3, V. K. Atomic Energy Research
1 ‘tabbshment. Hansell, 1956
4 R В Hird. W E Stewart, and E. N Lighifoot, Transport Phenomena, John Wiley & Sons.
Inc. New York. 19nti
J von Neumann and R 1) Richtmyer, "A Method for the Numerical Calculation of
HvdnkJvnamK Shocks.” J A ppi /% *. 2/(3> (1950) 232.
6 PR Ferguson, W. R Hohl, С II Bowers, J F. < ahalan, F. E. Dunn, T. J. Heamcs,
J. M Ksver. U I Wang, and IL U. Wider. "The SAS4A LM1BR Accident Analysis
C ode System A Progress Report,” Proc. of the btt. Meeting on last Realtor Safety and
Related PhvMa. COM7-761IX)I, Chicago. 1L, October 1976, 1225-1235.
”. C.H Lew is and N P. W dburn, Mi l I fffA >tn Imprm cd Seutronic.y, Thermal-1lydratdief
Model тц < Me for f-iKt Heat tor Safety 4w/rw. HEDl -TMI 76-73,1 tanford Engineering
Development l aboratory, 1976, tSvv also Ref. 20. Chapter 14.)
R, D. Srruuc ct al . “(APR I A Computer Code for the Analysis of Hypothetical Care
Disruptive Accidents in the Prcdissdsscmbly Phase.” Proc. of the inti Mt it Pant Realtor
Safety and Related Phedct, CONI -740401 Pl. April 2-4, j 974. Beverly Hills. ( A.
9.	T.P M xirhcad. < lad Strain and Melt-Through Failure Mode Analysis for Fast Running
Application " Specialist Workshop on Prediction Anah'xh of Material Dynamics in 1 MRRR
Safety i \perinwnt\, LA 7938-1, Los Alamos, NM, March 13 15, 1979, 85 98,
10.	N. P. Wilburn. Jniersuhassembly Incoherences and Grouping Techniques in LMFBR
Hypothetical Overpower Transients.*' Trans. ASS, 21 (1977) 538.
IL Al W altar. N. P. Wilburn, D. C. Kolcsar, L. D. O’Dell, A. Padilla. Jr.. L. N. Stewart
(HEDL) and W 1 Partain iNUS). 4n Analysis of the Unprotected Transient Overpower
A >drnt m the f fR. HEDl TME 75-50, Hanford Engineering Development I aboratory.
June |975.	,	.	_
12.	R, E. Haars. J H Scott, and G. E. Culley. “Failure 'Threshold Correlation for last
Reader Transient Overpower Accident Analysis,” Trans, ASS. 21 ( 1975) 303.
13	R R Sherry and D. В Atchcson, t л<т’л Manual for the HI il l I /.’-.SA /’(Steady State and
Trantient) FuriXod Ue.huni.. Рг^гшп. I>I1R IMXJI, General Elccinc Compans. 1477.
|4	}•. К Ma*l. The l^Aianv,. FMwe M<M (J.O hfy. .4 Onle for the PrMnn .f 1ШНН
f-url Pin Fuilure. 1 A-7I6I-MS, Los Alamos Scicniific l aboratory. March H 1 (Six aho
P K. Mast J. H Scott and J. J. Doming, “A Single Computational Model (or the
Prediction of Fuel Pin Failure in the Transient Overpower Aciidcni." Trans. ISA. .л
15 <?L ftxjLSTAA'.VV User's \fanna!. НИН -TME 76-95 Addendum. Hanford Engineer
jngDcwlopmcni Laboratory,-May 1977.
16 A E Klidtman. T. H. Hauer, T. H. Hughes, J. M. Kramer R. К I.o. C. L. Meek. R.
' P wc andl W Person. "Methods of Predicting Fuel Failure Development and Es alu .
SX-Д w- «<« ч^<Mr s«- 5“u,t *v A"‘““
944 952.
Список литературы
608
17.	R D. Bums III and Г. FT. Scott. "Statistical Anahsis of 7 TREAI Experiments" Tran^
.4VS, 30 (1978)463.
R N. Koopman. ct al.. “TREAT Transient Overpower Experiment R 1 2,” Irons j \Л*
.0. u-P, —	Cnmman of TREAT ln-Pile Experiments on I Ml BR.
19.	С. E. Dickcrman ct al. S’atusand Sw	... Vp] , , ,qu,d Mvlal ,,.|M BrctfJcr
Response to Hypothetical orc , n drwlt, ^ipccts of \udear Кем kt Sa/tn. <S \fi
Reactors. Si mposium <« .he TW1 "	; ,977
20.	Computer ГОГ “,C АПаЬ™ °f OVrrP°*Cr ТГаП“СПЬ "
,,	A Computer Pro^atn (or Eud С.нМам
InuCaenon" Proc. of .he In. Meeting ™ Fast Кем.ог Safe» anJ M
"	Keactor oeerp^r £	UCLAE N<  t 79, Unnet.
23.	s'eEa,lvm Wlthin “ 1ПК Sub"*mb,v , nd« 4
TOP Accident.” Trans. A V.S\ 2^(1977) 536.
24	N P Wilburn E D. Smith, D D. Atcheson. R E Baars, and I	F ns
and Core Response Under LMFBR TOP Accident Conduit P -.<* ш rW
£.VS/4/V5 Тори al Meeting on Nuclear Power Realtor Safety Bru ►,
25.	J. Costa. “Contribution to the Study of Sodium Boiling Dunng SI n F j
LMFBR Subassembly.” О C. Jones and S C. Hankoff cds.. htpud 1
Reactor' Vol 2. The American Society of Mechanical Engineer*. Nc ori <1977)
155-170.
26,	W Peppier. "Sodium Boiling in Fast Breeders A State of the Art Review.
and S. G Bankoff. eds.. Liquid Metal Fast Breeder Reactor. 2. American Soaely ot
Mechanical Engineers. New York (1977) 123 IM
27.	H. K. Fauskc. “Superheating of Liquid Mcials tn Relation to ! aM Rcm XX S^fciv J of '
Reactor and Fuel-Processing Tech., 11, No. 2 (1968)
28.	H. K. Fauskc, "Nucleation of Liquid Sodium in Fast Reactors.” J cf Reactor Techmfcgy.
15 No. 4. 1972-73.
29.
30.
31.
32.
33.
34.
35.
36.
37.
38.
39.
40,
R E. Henry. e( al., "Incipient Superheat in a Convection Sodium Sy 'tern. i
Heat Transfer Conference, Tokyo, September 3-7. 19 4
D. France, et al.. Sodium Superheat Experiments using 1 MFBR	i Parameters,
ANL-CT-73-25. Argonne National Laboratory December 19 3
M. Ishii and M. A. Grolmes. "Prediction of Onset of Ел И Ain men I foe Liquid Metal
Trans. ANS, 21 (June 1975) 325.
R. T. Lahey, Jr., and F. J. Moody. The Thermal Hvdrauhes cf a Baling Hater ^uaear
Reactor. American Nuclear Society, La Grange Pk. IL. 1976. 201
H. К. Fauskc. "Some Aspects of Pin-io-Pin Failure Propagation in LMFBR4
and Eng., .4(1974) 10-17.
R E Henry, "A Correlation for the Minimum Wall Superheat in f dm Bothng.” Trant
ANS. 15, 1 (June 1972) 420.
G Hoppner and F E Dunn. ‘Sodium Film Motion Model in SAS2A \ oiding.” Trans
ANS. / 7 (1973) 244.
W. R Bohl and T. J. Beanies. "Cladding Motion Model for LMI HR Lxm-of FJ°*
Accident Analysis.” Trans ANS, 17 (1973) 35b
"W. R Bohl and M G Stevenson. "A Fuel Motion Model for L MFBR I- nprotected
Loss-of-Flow Accident Analysis.” Proc Conference Mathematiial Mttdels and Computa-
tional Techniques for A nalym of Nuclear Sv stems. CONF-7MMI4 Ann Arbor. MI (19'4
Hypothetical Core Disruptive Accident Considerations m CRBRP Vol I Energetic and
Structural Margin Beyond the Design Base CRBRP 3. CRBR Project Office Oak Rjdge.
TN. November 1978, 4-37
И К Fauskc. ’ Some Comments on Cladding and Earls Fuel Relocation m LMFBR Core
Disruptive Accidents,” Trans ANS. 21 (1975) 322 323
C. A. Hinman and O. D Slagle. Ex Reactor Transient hssion has Release Studies.
PNL HEDL-TME 77—83 Hanford Engineering Development Laboratory (Ma),
Список
литературы
609
41.
А?..
43.
44.
45.
46.
47.
48.
49.
50.
51.
52.
53.
Я.
55.
56.
57.
58.
59.
&>.
61.
AccidJnC^roc.lr rte л?1»?' °- Лаг1у !’Uel DIsPCI,al !n thc Hypothetical Loss-ot-FloW
615-623,	*	’ 4	iasl Л<чк7ог Safety, Seattle, WA, August 1979,
430. П * i 11 C°°lakilHy in Low Power Voiding/’ Trans. ANS, 28 June 1978,
of thc'bJl wJ СРРгГ‘ T* M” Slraka' "Песа>‘ Hcal R'ntoval From a [‘in Bundle," Proc
1976 157^ S' M{ Re“l'’>r '''U}t'ry l”"‘l<eluh'1 Vl,l- IV. Chicago. IL. October
"l'rспа^п7мг1Ш ?ГСТ’'-' J- E Marcba,c"'- R- !'• Scvy. K- Aven-, and К. O. Ott.
J", * v J; 1 “-'TOthelual Accident Analysis.” Proc. of the h,l. Meeting o„ Pau
HJ1 r “'K	c°Nb74O4|.P3. Beverly Mills, CA, April 1979,
1 . Hinn, \\. (... Jeans, f), J, Quinn, and E. A, Splcha, “Cladding Relocation
•-xpcnmcnls, Proc. of the Ind Mlgon Fast Reactor Safc(\ and Related Phesfa, Chicago.
IL, October 5-8 J976.	’
1 . B. < hcung and L. Baker, Jr., “Transient Freezing of Liquids in Tube Flow.*' Nml Sei
1-9.
R. W. Qstcnsen and J. F. Jackson, "Extended Fuel Motion Study,” in Rearfur Develop-
mm Program Progress Report, ANL-RDP-1K, Argonne National’Laboratory, July 1973,
7.4-7.7.
R. V. Osknscn cl id., “Fuel blow and Freezing in the Upper Subassembly Structure
1 oilowing ап 1 Ml HR Disassembly? Trans. ANS, J8, (1974) 214 215.
ML Epstein, R. E. 1 ferny, M. A. Grulmcs, H. K. Fauskc. (i. T. (ioldfus.s. 1). J, Quinn, and
R. I . Roth, Analytical and Experimental Studies of Transient Fuel Freezing? Proc. of
Int Vrefnig on Fait Reactor Safety and Related Phydcs, Chicago, IL. October 1976.
M Epstein. M A. Grdlmcs, R E. Henry', and H. K. Fauskc, "Transient Freezing of a
I owing Ceramic I ucl in a Sled Channel, Nucl Set I ng, 6/ (1976} 3|0 323.
M. 1 pstein, "Melting, Boiling and breezing: The ‘Transition Phase’ in Fast Reactor Safely
Analysis,' idifuid Metal Fast breeder Rem tar, Swipouuni on the Thermal and Hvdrauiicx
A xpert- of Nwfear Reactor Safely, ASMP. Winter Meeting, Atlanta, GA, November
27 December 2, 1977.
T. Ginsberg. О. C. Junes, Jr, and J. C. Chen, "Volume Healed Boiling Pool Flow
Behavior and Application Io Transition Phase Accident Conditions, Presented at the
} \S. 4.V5 Joputd Meeting on Nuclear Power Reactor Safety, Brussels, October 16 19,
1978.
И К I auvkc, Boiling Flow Regime Maps in LMFBR I1DCA Analysis," Tram -I V.V.
Н975)ЗИ5.
S S. Kutateladze. "Elements of the Hydrodynamics of Gas Liquid Systems, f luid
Mciharui ySaticf Rei. Л 4, 29 (1972).
V К Dhir J S. Caslk. 1. Calion, W. E, Kasicnbcrg. and J. В Doshi, Role of Wall Heal
T ransfer and Other System Variables on Fuel Compaction and Ru-criticality? Pru< of the
Jnii 4tg on kan Reactor Safety and Reluted Phexhx, ( h.cago. IL. October 5 K. 1976
M Fpslcm "Stability of a Submerged Frozen Crusl," ASMS W inter Meeting, New \ork.
Iktembcr 1976, Paper No. 76 WA/HT-31. (See also M. IlpUcin and A. l-amheri.
Ней. ,..r Da dopmeni Program, Progreu Report, ANI.-RDM9. Argonne Nahonal Labora-
R T SKin ?G licLon, and W. H (lunlhcr. “Studies of Heat Removal from Heat
(Knerating Boiling Pools,” Рг.к of the Ы Mtg M Faif Reactor Safety and Related
7S* h Tc. oZi and G. A. Manski. “Heat Transfer From
LBakc '	... RDp.49 Argonne National laboratory, March 19/6. 9.8 ч Ц.
Progre. Report. ANL m 4 Ar^	(	( Methjn^
'«!’•«»« Ьм»? Of the Jnt Mlg on Fau Re^r Safe, ottd Retated
Phnia. ( hisago.JI ’'A'.‘^5jr ' an(j f. I Schwartz, Thermo- hluid IMhun w '
Roilds /Wr.'BNbNUKl-A-50759. Brookhaven Nat.on.d Laboratory.
Upton. NY Q9 J. w.
610
Список литературы
& Н К Fauske. "Boning Fucl-Siccl Pool Characteristics in LMFBR HCDA Analysis,*»
63.
64.
65.
66.
67.
68.
ГТ	7PHenninger, and J. F. Jackson, "The Transition Phase tn LMFBR
Hypothetical Accidents,” Proc of the Inti Mtg on Fast Reactor Safety and Related Ph.
CONF-7611001, Chicago. IL. October 5-8. 1976.
A E Walter J Muraoka. and F. J Martin. "А Сотри tai ton al Model for Analvung
Postulated LMFBR Accident Fuel Boil-Up Conditions." Proc of the hit Mt* on fa„
Reactor Safety and Related Physics CONF-7611001, Chicago. IL. October ' 8 |O76.
D W Condiff. M Epstein, and M A. Grolmcs. "Transient Behavior of Boiling Fuel Steel
Mixtures." Reactor Development Program Progress Report, ANL-RDP 53. Argonne Na-
lional Laboratory. September 1977 6.H-6.I6.
F J. Marlin. Bottled Transition Phase Analysis—Preliminary Reportr HEDl TME 78 M,
Hanford Engineering Development Laboratory, Apnl 1980
B. W. Spencer, et al. “Fuel-Freezing Tests.” Reactor Development Progress Report R G.
Sachs. J. A. Kvgcr. compilers, ANL-RDP-74. Argonne National Laboratory. Apr I 1978.
S J Hakim and J. M. Kennedy. ‘’Development of Transition Phase Cxfe Rector
Development Program Progress Report.* ANL-R.DP-70, Argonne National L boratoryr
August 1978.
69. F. J. Martin. “FUSS: The Integrated FUMO, SAS3A. Neutrons Vpduc Sy-tan/*
T'ans. ANS, 27(1977) 539.
70. S. J. Hakim and R J. Hcnnigcr. “TRANSIT A Code for Analysis of the Ti ui Ph tsc
in an FBR Accident.” Trans. ANS. !4 (1976) 261
.71. L. L. Smith, J. E. Boudreau, C. R Bell. P В Blciweis. J F. Barnes, and J Travis,
“SIMMER-1. An LMFBR Disrupted Core Analysis Code.” Рг<д of /nt ’	/шх
Reactor Safety an d Relate d Ph ystes, Chicago,! L. CONF 871001. October !9?( . |	. | )2.
(Sec also L L Smith et al. SIMMERП. A Computer Program far I MFRR ) rupted
C ore Analysis. LA-76I5-MS. NUREG i R 9453. Lo* Alamos Scientific Laboirj . 19TB)
72. R. Curtis. C N Keiber. E. Gclbard, L. Lesage. L Liuk. L R Smith, and D Wade. “The
Use of Benchmark Critical» in Fast Reactor Code \ alidauon. Inf 5» num * Fast
Reactor Physics, IAEA and OECD-NEA, iAM SM 244 Au cn Ргоусгкт Над r Sep*
tember 1979,	~	'
73.
74.
75.
76.
77.
78.
79.
80.
81.
82.
83
84
85
A. A. Amsden and F, H Harlow. АЛС'ШУЛ An Eulenan Computer fywfo
Multifield Fluid Flows, LA-5680. Los Alamos Scientific Laboratory (1974)
W. R. Stratton. D. M. Peterson. P M Altomare. “Analysis of the KIVSI TNT ЕдрегЬ
ment.” Trans. ANS, 8. No. 1 (1965) |26- |27.
T. F. E6U. J. F. Jackson. "An Analysis of thc KIUI TNT Expenmeni »»th the Venus И
Disassembly Code, ’ Trans ANS, 23 (1976) 323-324
’ъ'гт<х,'““‘ p"’*n“ °> «•*-
°' Ы,"‘''""°"	" Sl^" *14"
адЛ",Л"
Radial Fission^Pr /'	{ Plutontum Oxide Pressure, and influence of
p,n Fa‘!u,e Fast
c^?i"d w R ?ral,on- *,matn
tADUo'n K34, L°3 Alan,°5	Rtaaor Гокег ^Wii0V‘
bi>	nbu,cd voi*,n lmfbr c°*
Asira. InT pXgh^NCd|%l.B N'ChOiSOn’	E'Plosion Program, AbIRA-417-6 0/
FORPRa\-i{ B\WL-6|’1 <р??Як,и^/Ш/ ‘^ox.imum Ihpothrttccd Aiadtnt Code in
о м p.ur„n,w r й„;;'±тЧ „VЧП0’”"* R“hl“d WA- i«>
' au&h‘ ” СЛО Л Опг1>,т.п»ом1 C‘^pl.<l
rntific l-aboratorv December l«7k '"nputer Code. LA-6540-MS. Lo» Alamos Set-
H Hirakama. MARS A Tu. o
А Т^ппа( Coupled ^ron^.fhMnamia C^r
Список литературы
611
86
87.
88.
89.
90.
91.
October ЮЮ*"' Re“C">r l'vwef ,'-хеиг‘“о'к. ANL-77OI, Argonne National Laboratory,
T H Hu<-hes<	Two-Dimensional Coupled Scutrnnic,
N 1 l b	Pro«ran>f°rf ^	^wer Excursions. ANL-7701. Argnnm
national Laboratory, October 1970
ANI	and R П Nich6,son- ^^CS-il. Xn LMFBR Disassembh Program.
\NL.-7951, Argonne National Laboratory. 1972.
I B A^m-jon’ ‘Corc Disruptive Accident and Rccriticality Analysis with FX2-POOL.”
° Г..Г ГЦ’ l4eetin* ott /ayf Reactor Safety and Related Physics III, CONF-76) 001
•Chicago, IL, October 1976. 1253.
P Schmuck, G. Jacobs. G Arneckc. HADIS: A Program t„ Analyse the Dhasstrnhly Phase
<<1 Hypothetical Accidents in (LMFBRs). DOE-lr-113. (Trans from KI К 2497. Inst of
T cutronenphysik und Rcaktortcchnik Karlsruhe, West Germany, Nov. 1977}.
D P Weber and IL D Ganapol, “Multi-Field Hydrodynamics Disassembly Calculations
uith Space-Time Kinetics: FXZ/VENUS-IH," Proc of the ba Mtgon East Reactor Safety
and Related Physics, CONF-761001. Vol Ilf. Chicago. IL. October 5-8, 197*. 1244
1 J Thompson and J. G BcckcHcy, cds., 77re Technology of Nuclear Reactor Safety, Ml.
Press. Vo| 1, ( ambridgCj MA (1964). Sec particularly Chapter 10. by W. J McCarthy. Jr
and D Okrcnt.
K. Wirtz. Axrcfurn on Fast Reactors, Kcrnforschungszcntrum. Karlsruhe. 1973. Chapter 4
23, I E Lewis, Nuclear Power Reactor Safety, John Wiley and Sons. New York, 1977.
C hapicr 5.
24. V. / Jankus, Л 1 heoretieal Study of Destructive Nuclear Power Bursts in Fast Power
Realtors, ANL-6512. Argonne National Laboratory. 1962.
5*r. К В Nicholson. Methods for Determining the Energy Release in Hypothetical Reactor
Meltdown Accidents t A PDA- 150, Atomic Power Development Associates, Inc . December
1962.
X» R A Meyer, В Wolfe, and N I Friedman “A Parameter Study of Large Fast Reactor
Meltdown Accidents,” Proc of the Conf on Safety, Fuels, and Core Design in Ixjrge Fast
JPvwcr Reactors, ANL 7120, Argonne National Laboratory, October II 14, 1965.
TiaiaU. 1.
2.
3.
4.
S.
6.
M Kirbiyik, P I . Garner. J. G Rcfling, and Л В Reynolds. “Hydrodynamics of
Post-Disassemble Fuel Expansion,” Nucl. Eng and Des., LL (1975) 441-460
C. R Bell. J E Boudreau. J. H. Scott, and L. L. Smith. “Advances in the Mechanistic
Assessment of Post disassembly Energetics.” Proc. of the bit. Mtg. on Fast Reactor Safety
Technology. Vd. I. Seattle, WA (1979). 207- 218.
1 P Hicks and D. C. Menzies, “Theoretical Studies on the Fast Reactor Maximum
Accident,” Prue of the Conf, on Safety, Fuels, and Core Design in targe Fast Power
Reactors, ANL-7120, (1965) 654 670.
\ M Judd. “Calculation of the Thermodynamic Efficiency of Molten-F uel Coolant
Jnleractions.’’ Trans. Am Nad. Soc.t IT (1970) 369.
A Padilla. Jr. “Analysis of Mechanical Work Energy for LMFBR Maximum Accidents."

flud Tech. /2,(1971) 348 -355.
D H Cho. R О Ivins, and R. W Wnght. “Pressure Generation by Molten F uel ( volant
Interactions Under LMFBR Accident Conditions.” Proc, of the Conf, on Sew Develop
ments in Reactor Mathematics and Applications, Idaho Falls,ID, CONF-710302. / (|9"D
7	H J«obs "Compulaltonal Analysis of Fuel-Sodium Interact™» with an Improved
’Method." Proc of the Ini Conf, on Fast Reactor Safety and Belated Ph,««. Chicago. IL.
CONF-761001 ///.(1’76) 926-935	глппрст и UO Na
8	. M Amblard and H Jacobs, "fuel Coo ant Intcracoon. The CORRECT HUJ Na
Experiment." /’roc of the Jnt Meeting on fait Reactor Safety Technology. H< Seattle
9	H9Jawb>2M F9Young, and К О R«l. “Fucl-CtxHant Interaction Phenomena Under
5' Prompt Вогм Conditions" Proc of the bit Meeting an fact Realtor Safety leM>gy.
’ L^Cald^ola,1 4ud Coolant Interactions tn Fast Reauors." 4W£
J0'	on the Thermal and UvdraVhc AyecH of fetulear Reactor Safety. A.Mt
AVyaur MceUPg, New York; NY; 1979.
612
Список литературы
1 Г, S (1 Bantoff, 'Vapor Explosions: A Critical’Renew,*' Sixth JtMtional Heat Transfer
Conference, Toronto, Can ad a. 197 9-	,
] \ A. I. Briggs*. T. E FishhH’k. and G. I Vaughan. “A Renew of Progress with Assessment
of MFC! Phenomenon in Fast Reactors Following the CSNl Specialist Meeting ln
Bournemouth. April 1979." of the Inf. Meeting on Fast Reactor Saf^ lahnofo^
Hf Seattle. WA (1979) 1502-151b
13, D, R. Armstrong, F. L Testa, and IL Random Jr., Molten I O: Sodium Dropping
Experiments,” Trant. Ant, S'ucfc SoC.t /3, (1970) 660.
!Л H. K. Fauskc,’’The Role of Nucleation in Vapor Explosions," 7 rant Am *Vu<7 Vor 159
(1972)813.
1?, S. I. Board, R.W.Hall andR. S. HalV‘De^nation of F uel Coolant Explosions, ’ Suture,
254, (1975) 319-32L See also M. Baine*. S. J. Board. N I Buttery, and R. W Hall The
Hydrodynamics of Large Scale Fuel Coolant Interactions.*' %’wc. Tech , 40 June 19ho.
27-39,
S. A, Colgate and T. Sigurgcirsson, “Dynamic Mixing of Water and Lava.’ Л far i4t
(1973) 552-555,
17. H. K. Fauskc, ‘‘The Role of Core-Disruptive Accidents in Design and Ь ng T
LMFBR’s,” Nuclear Safety, 17, (1976) 550 567.
M, Baines* and N. E. Buttery, “Differential Velocity Fragmentation ’al 4i  ^uid
System*,'’ RD 'B/N464J, Berkcly Nuclear La bora tones* Scptcmbci 1979.
19. A, W. Cronenberg and M. A. Grolmcs. “Fragmentation Modelin» Rda‘ to the
4

tl9.
30.
3?
Breakup of Molten UO2 in Sodium,”/. Sue/. Safety. /6 (6) 1975
r E. L, Gluekier and L, Baker Jr. ‘‘Post Accident Heat Removal щ LMFBR О Jnnoc
And S. Cj. Bankoff, cd*., /Squid Metal Fast Breeder Reactor*. \ •»{ ? The Агги vkx ety
of Mechanical Engineers, NY (1977) 287- 325.
V, R. Wise and J. ]'. Proctor, “Explosion Containment Law for NutF r } ik<
Vessels, ’ NOLTR-63-140, U.S. Naval Ordnance I aboralorx 1965.
L F. Kunze (cd.), “Additional .Analysisof theSL I Excursion * USA! ( Report П м • W 13
(TM-62-11-707), General Electric Company, 1962. and “Final Report ot SI I Recovery
Operation, USAEC Report IDO-19311, General Electric Compans. Idaho 1c t Sutvn
July 27, 1962,
J. F. Prodor "Adequacy of Explosion-Response Data m £ iimatin R lor \	1
Damage,” Sucl. Safely, H (6). (1%7) 565-572.
R. E. Cole, I nderwiier Evplmi'inr. Princeion UnBerritv Pre .s |<M3.
A. L. Florence. G R. .Abrahamson, and D J. Caghostro. IhpothetKiJ ( re I > ^ru, rive
ЬХРСЛП1СП|5 W SinSlc Test Reactor Apr/. anJ
FM<;Tr ,n' E- 5'т₽*°п’ and R- D Peak, i FTf Scale Model
'	WM/^CONF 4O4CH P2.
LWVP? °’	’J1"-' Termina"°"	Deprive A. < чкп. • n
5%^- - F“
IX J. Cagliostio, A. L. Florent r G R AL k
of an Energy Source for M.xfcling HCDa\; nT”; “V' N’’“nK’' 4
(1974) 94.	8 nll«c m Nuclear Reuctors." Su./ tn. and Dn
Y-M *-*« •»<> ""Ь'»1
?w'o“lr‘r
• . hang and J, Gvild\s, RLXCO /П P‘ 4 т ti
(alculatin^ the	7	(umputer < for
bboraton, 1975	?	,П Г“1 Rtail/ri-Argonne Nuuonal
Список
литературы
613
33.
34
36
38.
40
45.
42.
43.
44
45.
46.
47.
4«.
49.
50.
51.
52.
53.
54
55.
R«K	fnr {“'«««x «««/ Transients in
Slug Impact m i Гам R	lMc.d,s- ”A Ncw Apprt.ach for Determining Coolant
Л II M ., ,	; V V r AW,de’u" '» '«<'	 /< (1971) 191
Codes’ «.th S\R 1(M) S "’g i"Hl S H ris,ecli!>-"A Comparison of ANL.Coniainmcnl
Related Ph ' r. IЛ I^Pertnwnis. • bit ,V/IX „„ F„„ Reactor Safety and
Renrreu //nrjn. ( ON1’-76IOO|, Vol 111.(1976) 1324 1333	'
ill it R m™ "Tf1 J V ( ?СП Л ' ondt'”sc<l Rcv'i‘* <’f the Technology of Post-Accident
1,0,^ Г 'hV ’ '^’J Melal Fast Breeder ReactorVtr./, Ted, , tR (WX)
I Bell	\ riie OK.Vf. /.„tape Veneration and Depletion Code, ORNL-462K,
iMk Kidgc National 1 aboratory 11973)
l R I ngland R Wtle/vnski, and N I Whittemore, Cl '•DCR1: An interim Report fop
 Ч-n I A 58H5-MS. 1 os Alamos Scientific Laboratory, (1975).
R О Gumprecht. Vathcmmnal Ваш of Computer ( ode RHH). DUN-4136, Douglas
1 nited Nuclear. Inc . |968, and D. R Marr, A (Arr’y Малuaf for Comjwtr Code
HiBC H f Aku^i Mwn hitmiury ( Ые, HEDL TME 75 26, Hanford Engineering
Development Liiboratorv, Januars 1975,
M( rmack. A К Postma, and J. A, Schur, BTr/cr /.i f.dution from Heated ConcretCf
1^1 DI i Ml 1 Hanford 1 ugmccnng Development Laboratory, February 1979.
A Has berger. Intermediate Stale Sodium ( murvtc Reaction 7nb, ННЛ.ТМЕ77 99,
Hanf -rd I ngjnccnng Development t aboralorv. March WK. See also J. A. Hassbergcr,
huermt huic Scale Solium ( onereie Remtion /‘rife итй flasatt and J.ime\tone Concrete^
II DJ 1 ML 79-55. Hanford Engineering Development I ahoratory, September 1980; X
l\ G’lburn. ci al “Sidium Concrete Reactions. Proc. of the hdeniatimudMeeting on Fast
Reai tot Sw/fh lethnology. I\ Seattle, WA, August 1979,2093.
j . Baker. }. H chenug, R. I arhadicb. R. P. Stein, J. I). Gabor, and I. D. IVngle,
‘"Thermal Interaction of a Molten ( orc Debris Pool with Surrounding Structural Mated-
ah.* /7 . ‘У the lnlt < ол/. mi Ca.4 Reactor .Safety 7ec//W<^’> L Seattle, WA (1979)
389-399.
R. I. Кц ghl and J. V. Heck ' Nfrxlcl and Computer Code for Energy and Mass Transport
n Decomposing Concrete and Related iMalcrials.’1 Proc, of the Jtif» Cmf, OR Fast Reactor
.Safeh* Tcthnaloy, IV, Seattle. WA (1979) 2113-2121.
4etah HandN^k. NAVl.XOS P 733 (Rev), Richard N. Lyon, cd., AEC, (1952).
J. C Iraham. katt ReaHor Safety. Academic Press, New York, 1971 (Chapter 4).
P. Hcingcr I Hnpcnfcld. M. Silhcrbcrg, R P. Johnson, L. Baurmash, pud R. L, Koontz,
SoHRl HI. rr Report, Al ЛЕС 13055. Atomic International (1973). .
I. Lcibcib tz Thermodvnamk Equilibria in Sodium Air Systems,n J. Surf. Material^ 23
(1967) 233 235.	.	f i
R Humphreys Jr, 'Sodium Air Reactions as they Pertain to Reactor Safely am!
C ontainment Prm of SrrW Intematumal ( onjtrence on Peaceful Vses of Atomic
/ nergx (rent-a Vol. 22. (1958) 17?.
T S Krohk^'b L. Lcibwiu. R. li. Wilson, J. С Л assnlo, and S. K. Slyncs. The
R. .chon of a Mullen Sodium Spray with Air m an T.nclosed Volume Part I Expcnmcnial
* c : fnt. iM ,1969! 156-160, Sec also (. S. Kfohkousxi. L,
JSSXo-A5 k- *>”''—
KRrv'l. ПЫЛ-ТМЬ 76-H IbntaJ l.,b.«n»s De«l-
37|££S'c .«<*«>•; e,m	а. ,м,еос IM
М..ПП ИЛ Л«^	а	J../™. >
s J. JaM	111:141ME ’*”	h"8,“a'"”'
X''	>«> ..........”E 74-’
Hanford Engineering IX "'‘C^Rhoades. C. A Willis, Description of the COMMDLX
(, W Spangler-M B°!in\W A- R ,ои 1%7
f Wf A.om.c International. Al _	 с^а(.1ацод> Jur UttBR OCR
A В Reynolds and 1. S. Kxtss, Ataosv
Список литературы
6!4
Disruptive Accidents,'’ Proc. of CSM Spa Мееинц on Nuclear 4<™„А „г
Safety, Gatlinburg, TN, April I9S0.
56.	A I.' Wright. T. S. Kress, and Л. M. Smith. “OR NT Experiments to Charaucrizc bd
Release from the Reactor Primary Containment in Severe I Ml HR Accidents" рГ(*. Iifj
< 5V7 Spec. Meeting on Xmlcar Aerosols tn Reactor Safeh . Gatlinburg. TN Apn|
57.	R S. Hubner, t. U Vaughan, and L. Baurmash. H 4 4-3 ( mt Report, Al AH -|3OJ8
Atomic International. 1973.
5,4	. L. D Reed and J. A Gicsekc, Я.-НЯЛЛ2 User's Manual, BM1-X 665 B.it tefte lol urn bus
Laboratory; 1975.
59.	H. Jordan and C. Sack, PARDfSKKOHf. .4 Computer Cnd< for Deiemtini- g the Behavior
of Contained Nuclear Accidents, KI K 2151, Karlsruhe Nuclear C enter iu75|
60.	\V. 0. Schikarski. “On the State of lhe Art in Aerosol Modeling lor LMI BR Safety
Analysis.” Proc, of the bit Conf, on Fast Reactor Safety and Related Ph ( ONF Y1001
Chicago,*IL, Vol IV. (1976) 1907-|0|4.
61.	M Silbcrbcrg, Chairman, Nuclear Aerosols in Reactor Saleh A Si.нг if 1	Art Report
by a Group of Experts of the OECD NEA Committee on the SC Nuclear
Installations (June 1979).
62	N Rasmussen, Director, Reactor Safetv Study, Assessment , 4	n ( s
Commercial Nuclear Power Plants, WASH-1400 (NUREG "5 «14 1ST u Regula-
tory Commission. 1975.
63.	M. G. Piepho, CRACOMF Description and I sees Guide. HEDl TM < Hanford
Engineering Development Laboratory (19ЯI).
Глава 17, I. M Dalle Donne and L Meyer, "Turbulent Comcutxc Hc.t Tran* r h. m R High
Surfaces with Two-Dimensional Rectangular Rib' " Int J Heat W / i
5X1-620.
2	. С В Baxi and M Dalle Donne. Fluid Flow and Heat Tfum . • in th* t* . (. ooM Fav
Breeder Reactor, GA-A 15941. General Atomic Report Juls 19H0
3	, E M Sparrow and A L Loeffler. Jr. Longitudinal I iminax Flow Retweet) ( xhndm
Arranged in Regular Array." Alt. hl. Journal. 5 (1959) 325 ?29
4	E M Sparrow, A L Loeffler. Jr. and H A Hubbard.’ Heat Transfer to I ongttudinal
Laminar Hou Between Cylinders.' irons of 4SWJ J t Heat Гп - f\ r.
A I C 415
5.
6.
•n
f .
8.
9.
10.
II
r.iabaLS I
JraU- Thcrm.schcr Emljuf m Auvgcb Idctc» Lammarcr
Rohrstrdmung. Int J Heat Mass Transfer. p (I9b5j 669 6 >
BrmnrfementbundrM.
KfK -436 (EUR 55O8d). KfK Karlsruhe. 1977.
I* *Dr W‘ V and W; н MeAdwn* Tl* bt. 41 f actor Gran Round
ripes. Trans. Am. Int ( hem Engr ,	(1932) 56-72
AnnJar"?1’0' Г6 L 'Л42"’ "GcncriJwed Der*"den<x for Ho: Tr«4« in Tubes of
Annular Cross-Section. High Temp . J J (1975) 9И
чЛ^ёТ //е’“'.Г7'/Г, MCGr‘* 11,11 C° >•’* <»> bi . 19'6 1'9
Roughened CCt - / / о	>ltU> Г ranker t >. penmen! on и \ ngte Rad.
Karlsruhe V. (	un<l 1 ,,oieJ b‘ ^пош бшо. KcmforKhunjtswnirum.
Karlsruhe. V. Germans. KfK 2674. October г9?Я
Perhirmuntt^f	l'l^uen,e ,,eut < onutniinn ' :he Нел T'antfer
Insutuie for Re• m'»	"> R<>Hi\ d xpen.ntm Swi» Federal
institute for Realtor Research. Wurchngen. Sw.ucrland TM IN 572. |U 4
к N Fleming and И H Raabe “a
Analysis of Common Cause Fai.ure ' °7₽аГ1*’П oI Tb'« Me,bod.s for the Quantnanvc
•Va/«> VU1 Л-/0. itrg Iq,*,.'/	^ГО^Ь,1,''1! 4 nah и of	Reedor
M CM. I V Dd if; тЛ ISBN °”44’ K.M,.Vrt7,„7,
**“•"*1. Dunne U» o< F1TO . ,°h't S‘“41	Utau ,n u UCFR
Weenng0„ faj, д	‘П эсгат Condition.. Р,л of the inlernatianal
О L Hanson and A j G^«	&“1,е
&mulat«j GCFR Fuel Rods	>< - Test Emplovmg 34
Seattle Wa (1979; lm	1 hfeeung on hair Rrji lfV Safen Teehnnlop.
Список литературы
615
.4.
5
6
Я
10
II
12
15
I.
«Я
3
А1о1Тсо"оА-А|2Ж ApnH^?0'0’ Мес,,ап"”“ lhe GCFR. General
ы нои	Rffccl; S’*”1 "
Fan SW TMp, Scmk. WA <W9) m Ь',еГПаШ™‘ "n
M bJt o?pot?h 1K U NcUlfon Streaming Effects During a GCFR HCDA
M.t ga <п гОч51П1|Ц1С5. Trans 4 VS. (!980) 5^8
г е гй ’• т Пj vc V	Energetics Following Loss of Cooling in a Shutdown
K. Trans 4 VS, .?4 (|9X0t 529
E G'"rud' EvalMllon of GCFH PC RY Containment Capability,
NS*C NOL 1R 77.42. Naval Surface Weapons Center (1977).
R W Sciden-.tickcr and A |[ Marchcrtos, "The Energy Absorption Potential of PCRV
in Pnmin LMI BR Containment.” fremr 4 VS. (I9HO>. 530
M Dalle Donne. S Domer and К Schrcizman. “Post.Accident Heat Removal Consider-
(•as led Fast Breeder Reactors,” Presented at the NEA Coordinating Group
o*t GC FR Dcxelopmcnt Specialist Meeting on the Design. Safety and Development of the
• •( PR Inkvo, Japan. March 19^6
Kang and A Torn. 'Evaluation of Molten Fuel Containment Concepts for Gas
led I ast Breeder Reactors. Proc of the Inf Meeting on Fast Reactor Safety TcchnoD
ojp Seattle. W A (1979). 412
Holer Jr M (i Chasanov. J D Gabor, V» H Gunther. J C. Cassulo, J. D. Binglc.
A Mansoon leal Removal from Molten Fuel Pools. Proc, of the International
M пл Fast Reactor Safety and Related Physics. (CONF-761001), Chicago, IL.
0 ’oher $ Я. 1976. 2056
M Dalle Donne S Dontcr and G Schumacher. "Development Work for a Borax
ma! I ore Catcher for a Gas-Cooled Fasl Reactor.” .Via. Tech 19 ( ’978) I ?S- 154
ieg. ‘Heat Transfer Measurements of Internally Heated Liquids in Cylindrical
nvtciiofl ( ells,” Proceeding! of the 4th PA HR Information Exchange Meeting, Varese,
bah. October 10- 12 1978. IM
I Lebo*nu E C Chang. M G Chasanov, R L. Gibby. C. Kim. A. C. Millunzi. D.
Stahl pmperntt in, IMFBR Safety Armies, ANL CEN-RSD-76-1. Argonne National
Labotilorv. March 1976	„
D W Varela. High Temperature Magnesium Oxide Interaclic ns with UO2. Irons.
4\S. <4 (Wl 546
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
I U Dkk;on. engineering Aspect’s of Heterogeneous and Homogeneous Reaciors”
Op- mhaf.on of Sodium Cooled lust Reactors. British Nuclear J nergy Society, London
197*. 219
( Wilson. “Alicrnjlc Cote Designs am! Furls for the CRBRP.** CRHRP Technical
Rrt ie*H> CRBRP-PM(*79-0l. Winter J979. 7 46 (Availability: I,5. De >!£ fccbnical Int»r
motion Center).
R J Henninger. С. H Bowers. J. I Cahalan. B. D. Gaiwpol D. R. 1 rrguson. W. R Bohl.
W L U ang and S. I Hakim. *’An Analysis of Selected Transient Undcrvooling Arvidenti
u ihout Scram for the < limh River Breeder Rcacior uith a Pacfaii Core’ ANL, RAS
•’Мб Мдуб. 1977 (Availability; U.S. IX)E r<xhnical lnk>rnutieii Centerj.
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие переводчиков
Предисловие ....
Введение ................
Часть I. ОБЩИЕ ВОПРОСЫ
Глава I. Воспроизводство и роль быстрых реахторов-ра 1Множнтгле||
1.1.	Вводные замечания......................
1.2.	Международным характер работ по БР
1.3.	Физические принципы воспроизводства..............
А.	Цепочки превращении............................
Б. Коэффициент воспроизводства и требования к воспрои
В.	Время удвоения..........................
1.4.	Роль воспроизводства и оценках энергетических ресурсов
А. Реактор-размножитель как неисчерпаемый источник вис. ш
Б. Запасы урана и сроки ввода БР
1.5.	Программы исследования БР .	.	.	.
А.	США . .....................
Б. Советский Союз...................
В.	Франция .......................................
Г. Великобритания
Д. ФРГ . .
Е. Япония.....................
Ж. Италия, Бельгия. Нидерланды. Индия .
Вопросы для повторения .............
Задачи .................
10
10
II
Ч
14
15
18
20
20
2!
2ь
2Ъ
20
Ю
31
12
32
33
33
34
Глава 2. Принципы конструирования
35
2.1.	Вводные замечания ....
2.2.	Основные цели проектирования....................................... 36
2.3.	Механическая конструкция и система теплопередачи
А.	Устройство активной зоны и зоны воспроизводства
Б. Решетка тепловыделяющих сборок.....................
В.	Тепловыделяющая сборка................................
Г. Конструкция бака.................................................. щ
Д. Система теплоносителя................................... ’	*	43
2.4.	Выбор материалов и параметров активной зоны .
Л. Топливо.............................. ....	• Л
Б. Теплоноситель ............................................. •
В.	Конструкционные материалы...................... ’ 49
Вопросы для повторения .
г	а *	-	19
I л а в а 3 Экономический анализ .
3.1.	Вводные замечания..................................................*50
3.2.	Концепция приведения................... .	.	Л
3.3.	Стоимость денег................................................
3.4.	Капитальная составляющая стоимости....................... .
А. Стоимость строительства................................. '	53
Б. Выплата долга по капитальным вложениям ....	• w
Оглавление
617
3 5.
3 6.
3.7.
Г Налоги'	с,,яза1111|,1е с капитальными вложениями .
Налоги, «.вязанные с продажей электроэнергии................
Расходы на топливный цикл .
Л. Примыс расходы, связанные с топливным циклом’ ’	’ ‘
’ Налоги, относящие™ к единичной партии ТВС.......................
ирм.нввнли цена, компенсирующая расходы навес топливные партии
11олнля иена электроэнергии
11ллюстратипный пример
Реакторные характеристики ’ ’ ’ \
Экономические параметры
Эффективная норма процента ........ ’ ’
Выплат.! основной суммы и процентов по капитальным вложениям
[ Фиксированные расходы, связанные с капитальными вложениями .
I Налоги на капитальные вложения...................................
Ж Эксплуатационные расходы.....................................
3 Рас ход 14 на топливный никл.....................................
ЗН * комический пн пл в .1 и переход к быстрым реакторам...............
.V» Обозначения нелншш в гл. 3.........................................
Задачи ...............................,................................
В
56
56
60
(И
63
64
65
65
65
66
6G
66
67
68
69
69
72
75
76
Часть II. НЕИТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Г л ’ Ф|ничсскмс основы быстрых реакторов
77
Вводные замечания ..................
гогруппопая лнффулиоивпя теория ,
решения многогрупповою уравнения,
координат .......
Й; приближение.................
Решение нуль мерной 1алачн
В Решение одномерной задачи
Г Чнудмгриаи геометрия с треугольной ячейкой .
>бкмпмс ЛОЛН и ялерные концентрации ....
Нейтронный баланс ...............................
Плотность »нср гоны теле ПНЯ.................*	•
A ♦irpruw. выделяемая в одном акте деления .
Ь Спяль меж IV плотностью шерговыделення и нентропи
В Распределение плотности эиерговыделсиия .
Г Распределение нейтринного потока ...............
Эаергстичегмсс спектры нейтронов.................
4 Я Я зерно технологи сскнс параметры .
Задачи . • * * • • * • *
4
4 t
. 77
. 77
злннсяишс от пространственных
.	.	.	.	80
.... 81
.	.	.	.	83
.	.	.	.	83
.	.	.	.	88
.... 89
.	.	.	.	92
.	.	.	.	94
.	.	.	.	94
потоком . 95
.	.	.	.	95
.	.	.	.	98
.	.	.	99
.	.	.	101
.	. Н>2
Г.	Многогруппоаые нейтринные сечения
51
52
53
54
55
56
Вводные замечания . . • • ;	‘ ‘ *
Мстги факторе» самоэкранпрпчання  •
С ечеикя. не записящие о:	Р '	'•
Л Групповые сечения и групповыепотоки .
Б Зависящий от ...ергин поток нейтронов •	• а() ;р|(1(Я
К ( ам.»>кпакИР<’Х»ннгЛ сечения И аиш I
г СечснияР при бесконечном разбавлении .
'I Неупругое рассеяние -	 
[ Р.кчет величии /.. р. t
Резонансные нейтронные сечения •
А Разрешенные резонансы	'	’
Б Область неразрешенных р *«наксов .	.
1оялеровскос уширснш рс
в Наложение Резова"<1ОЙ..П1,УГ()го рассеяния
Л. Общая схема	1а> )|Л группы) при упругом рассеянии
S SSX””....................................  
KOMHOiUHHH .
105
105
105
НМ>
107
108
U2
113
I 13
Н4
115
116
120
121
121
123
124
125
125
125
126
128
Оглавление
5.7.	Свертка многогрупповых нейтронных сечений .
Задачи ..................................
. 1.%
132
Глава 6. Кинетика. Коэффициенты реактивности. Регулирование	133
6.1.	Вводные замечания.................................................
6.2.	Кинетика реактора.................................................
А. Уравнения точечной кинетики.................................  134
Б. Приближение мгновенного скачка...................... -	.137
6.3.	Сопряженная функция (функция ценности) и теория возмущений . 133
А. Сопряженная функция .	..............................!ЗЯ
Б. Реактивность в теории возмущении ....	.
6.4.	Эффективная доля запаздывающих нейтронов и время жизни м. пв<ц.
ных нейтронов.................................................... .140
А. Эффективная доля запаздывающих нейтронов ...	.НО
Б. Время жизни мгновенных	нейтронов...............................  I
6.5.	Реактивность за счет изменения размеров ....	.	.141
6.6.	Доплеровский эффект...............................................144
А.	Вычислительные методы............................... .	144
Б. Доплеровский эффект при удалении натрия ...	. ц;
В.	Изменение доплеровского эффекта в течение топливного цнк	ця
Г. Численные примеры.............................................. 14^
6.7.	Натриевый пустотный коэффициент реактивности .	i5q
А. Расчет натриевого пустотного коэффициента рсакти ноет»	|50
Б. Методы уменьшения натриевого пустотного коэффициент.•	132
6.8.	Распределение эффективности материалов	154
6.9.	Требования к системе управления................................... 156
Глава 7. Обращение с топливом
7.1.	Вводные замечания.............
7.2.	Характеристики цикла облучения
7.3.	Выгорание топлива . .
7.4.	Уравнения выгорания
А.	Дифференциальные уравнения .’ ’
Ь. Численное решение
В.	Аналитическое решение
. 5 H.S’S." ’“рм" "•’«'“ость « течение гаплп.нога .....
; "S’	.... »
7.6. Коэффициент воспроизводства
Время удвоения .
А. Реакторное время удвоения '
ь. Системное время удвоения
7 8 ЦНгп1?,ЖНОе снстемн°е время удвоения
 Л.	^Тлвр1™*ри™’* Б"
Б. Ториевый цикл	• • •
Задачи .	..........................
IW
159
159
И4
163
; ил
160
 |66
И4
171
173
174
175
175
176
176
179
180
Часть |||. СИСТЕМЫ
I лава 8. Конструкции твэла и сборки
8.1. Вводные замечания .
83	»»»a.SXXS?ST
182
182
182
184
187
189
192
195
195
105
196
199
Or павление
619
Д. Схема программы............................
Конструкция тепловыделяющей сборки ....
\. Чехол сборки реактора БН..................
IS. Размер сборки..........................
В Способы диета нииоиироввиия твэлои
Г. Длина тепловыделяющей сборки
Другие сборки.................................
А Сборки юны воспроизводства..................
Б Сборки органов регулирования................
В Сборки защиты . ’...........................
Повеление совокупности сборок ................
\ Распухание чехла............................
Б. Искривление сборок ........................
В Крепление активной зоны.....................
Задачи ..................................  .	.	.
р	9. Гсплофн 1КЧССК11С характеристики твэла
8.4
8.5.
8 6
207
210
210
212
212
214
215
215
217
218
218
218
219
220
222
223
9	1 Вводные замечания..................................................223
9	2 Тсплпфитнческне расчеты топлива п оболочки .’	.’ .* .’ .’ . . 224
\ Радиальное распределение температуры я топливе...................224
Б Эффекты перестройки топлива .....................................227
В Зазор между топливом и оболочкой.................................229
Температурный перепад в оболочке.............................. . 231
I Измерения линейной тепловой нагрузки и начале расплавления .	. 232
9 3 Перенос тепла......................................................234
А Энергетические и конискцпщшые соотношения........................234
|> Ражтичиг между жидкими металлами н другими видами жидкости . 235
1 Корреляционные соотношения, характеризующие тепло передачу в пуч-
*« томов ..........................................................238
‘4x1 пре еле и иг температуры в топливе твэла..........................
/ Раднальное распределение температуры.............................
Б Аксмалыюс распре юление температуры...............................*	‘
I сы для повторения....................................................244
.ь 1 и ................................................................
Гепдогндравлячсскпс расчеты активной зоны .	.	.	.
И I Вводные замечания..........................................
Р 1рсд< ления скоростей и температур теплоносителя в сборке .
Л Приближенное распределение скоростей.....................
В шянис пс|к*течек на распределения скоростей к температур
10 3 Распределение теплоносителя и потери давления ....
А Распределение теплоносителя по баку реактора
Б Потерн давления ............
В Потеря давления в ТВС.................................
Ю 4 Факторы перегрева . ...........................
А Статистические методы............................
Б Факторы перегрева для реакторов CRBRP n FFTF .
В Применение факторов перегрева.........................
Задачи .................................................. ♦
» н л I Материалы активной ломы .	.................
И 1 Вводные замечания.................................
11 2 Топливо
А Требования............................................
Б Определения...........................................
В Топливо на основе урана.........................•
Г Топливо, содержащее торий..........................
Д Общее сравнение....................................
11 3 Оболочка н чехол.......................
А Требования...............................
Б Радиационные свойства................
В Материалы оболочки .
11 4. Теплоноситель.....................
А Требования ........................
Б Теплофизические характеристики .	.	-
В Нейтроиио-фиэнческяс характеристики .	.
246
246
247
247
260
261
262
263
267
268
269
’ 272
275
. 276
. 276
276
. 276
. 276
279
. 287
. 289
290
290
292
300
302
303
303
304
Оглавление
620
. 305
. 305
. 307
. 308
. 309
309
. 309
. 312
313
. 3J3
теплоотводящих контуров реакторов ЬН ЗМ
. 314
. 314
314
. 319
. 320
. 322
. 322
326
328
. 329
:ш
334
335
336
Г. Гидравлика теплоносителя
Д. Совместимость с оболочкой .
Е. Свойства натрия....................
Ж. Сравнение различных теплоносителей
115.	Органы управления....................
А.	Требования .......................
Б. Бор ...............................
В.	Тантал ............................
АЭС .
Вопросы для повторения .
Глава 12. Основное оборудование
12J. Вводные замечания .
12.2.	Тсллоотводящне контуры ...
А.	Технологическая схема АЭС с реактором БН
Б. Пароводяной цикл..........................
В.	Регулирование параметров технологической схемы
12.3.	Основное оборудование натриевых контуров .
А.	Корпус реактора и бак первого контура .
Б. Натриевые насосы............................
В.	Промежуточные теплообменники ....
Г. Парогенераторы..............................
12.4.	Нейтронная защита ....
А.	Радиоактивность теплоносителя и защитного газа
Б. Внутрнреакторная зашита.....................
В.	Конструкция защиты верхней крышки реактора
Г. Защита оборудования теплоотводящих контуров в реакторе
типа .................................
Д. Методы расчета защиты...........................
12.5.	Система транспортировки тепловыделяющих сборок
А. Операции по замене ТВС в реакторе
Б. Получение свежих к отправка облученных ТВС
12.6.	Измерительные системы........................
А.	Контроль параметров активной зоны .
Б. Контроль герметичности оболочек твэлов
В.	Контроль течей и измерение уровня натрия .
12.7.	Вспомогательные системы .
А.	Газовые системы .
Б. Система обогрева натриевых контуров .
В.	Очистка натрия от примесей . . .
Вопросы для повторения ....
339
гз9
340
Ml
342
<43
343
347
348
350
350
151
352
353
Часть IV. БЕЗОПАСНОСТЬ
I лава 13. Общие вопросы безопасности реакторов БН	354
13.1.	Вводные замечания..........................................-*
13.2.	Многоступенчатая защита как концепция безопасности .
А.	Основные защитные барьеры..........................
Б. Защита «в глубину»........................................
В.	Классификация аварий....................
Г. Многоступенчатая защита...............................
13.3.	Развитие методов исследования аварийных режимов
А.	Сравнение характеристики безопасности реакторов БН и ДВР
Б. Причины аварий........................................
В.	Развитие расчетных методов исследования аварийных режимов быст
рых реакторов.....................................
13 4. Оценка риска в методы исследования аварийных режимов .
А. Понятие риска ...............................................
Б Методы исследования безопасное™ АЭС........................
Вопросы для повторения ............... _
354
356
356
357
359
363
363
364
366
367
370
370
371
373
Оглавление
621
I лапа 14. Контролируемые переходные процессы .
14.1.	Вводные замечания............................................
14.2.	Система аварийной защиты АЭС....................
Л. Параметры аварийных процессов...............................
Б. Эффективность системы аварийной защиты АЭС ....
В. Некоторые параметры, характеризующие состояние реактора в ;
рийиых режимах ...................*.........................
14.3.	Вопросы надежности....................................  .
А. Основные требования надежности...........................
Б. Примеры использования в системе аварийной защиты элементов,
ботаюших на основе различных принципов......................
В Надежность системы аварийного расхолаживания реактора .
1 Количественная оценка надежности системы зашиты .
14 4 Распространение локальных повреждении твэлов ....
\ Распространение повреждений твэлов в пределах ТВС .
Б Влияние поврежденной ТВС на соседние сборки ....
14 3 Переходные процессы в объеме активной зоны.................
\ Хпарнипыс режимы, вызванные наеденном реактивности .
Б Аварийные режимы, обуслонлеиные ухудшением теплоотвода в
торс .......................................................
14 6. Другие аварийные режимы...................................
А Аварии парогенераторов....................................
Б. Течи натрин .............................................
В Авлрин в системе транспортировки и хранения тепловыделяющих
рок..............................................*	•
Г. Buciiiinte опасные воздействия...........................
Вопросы для повторения...........................................
. 373
. 373
. 374
. 371
. 377
В11“
. 377
. 380
. 380
ра-
. 384
. 386
. 388
. 389
, 390
. 392
. 393
. . 393
ре а к
. 394
.	. 395
.	. 395
. 396
I j. Неконтролируемые аварийные режимы
сбо-
396
397
398
399
15 I Вводные .замечания .
. 399
15 2 Рл щитке аварийного процесса в активной зоне....................
А Начальная стадия лпарни .................................. .	.
Б Переходная стадии .............................................
В Разрушение активной эоны.......................................
Г. Деформации моментов конструкции реактора......................
Я Отвод оститочного тепловыделения ..............................
Г Выход ра июлктпвных веществ на реактора в пространство под за-
щитной оболочкой .	........................
Ж Предотвращение выбросов радиоактивных веществ в окружающую
400
40!
402
403
403
403
403
403
среду ...............................................
15 3 Уравнения сохранения................................
Л Уравнения, записанные в эйлеровой системе координат
Б Метод координат Лагранжа........................	.
В Пссвлояяэкое лаллеине ..........................
15.4 Аварийные режимы с повышением мощности реактора .
А Общие положения...............
Б Разрушение твэлов.................................
В Прочие факторы....................................
15.5. Аварийный режим с ухудшением условии теплоотвода .
А. Кипение натрия
Б Неконтролируемый аварийный режим, снизанный с
циркуляции теплоносителя.........................
В Нарушение герметичности трубопроводов .
Г Прекращение теплоотвода во внешнем контуре .
15 6. Переходная сталия..............................
А Вероятность <эакуиоринания> активной эоны .
Б Режимы течения расплавленного топлива .
В Открытая система...............................
Г. Закрытая активная зона........................
Д. Методы расчета................
црекраше
404
405
407
409
. 409
400
414
416
. 418
418
пнем
422
427
128
429
UHi
13|
432
434
43i>
Оглавление
622
15.7.	Разрушение активной зоны.............................
А.	Уравнения, описывающие процесс разрушения активной зоны
Б. Уравнение состояния ........................................
В.	Математические программы для расчета процесса разрушения,
зультаты расчета ..............................................
Г. .Модель аварийного процесса, предложенная Бете и Твитом .
Вопросы для повторения ........................................
Глава 16. Защитная оболочка
16.1.	Вводные замечания...............................
16.2.	Процесс расширения топлива......................
А. Метод предельной оценки выделяемой энергии .
Б. Детерминистический метод расчета выделяемой энергии
16.3.	Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
А.	Модели процесса расширения натрия..................
Б. Взрыв ларов .......................................
В.	Процесс размельчения капель топлива................
16.4.	Деформация элементов конструкции реактора
А. Результаты экспериментов.......................
Б. Расчетные методы........................
16.5.	Охлаждение реактора после аварии.................
А.	Источники тепловыделения после аварии .
Б. Отвод остаточного тепловыделения внутри бака реактора
В. Аварийная разгерметизация бака реактора .
16.6. Натриевые пожары.........................
А. Горение неподвижного натрия
Б. Горение натриевых струй .
16.7. Конструкции защитных оболочек
аварийных режимов ....
Л. Виды защитных оболочек
локализующих систем
Анллаз
и
Б. Анализ аварийных процессов внутри защитной оболочки
В.	Сравнение различных типов защитной оболочки
Вопросы для повторения ...............................
Задачи ...............................................
. 4.38
. 439
. 442
Ре-
, 444
. 446
. 419
45|
45 i
453
453
456
457
457
462
465
167
468
470
473
474
477
479
S84
4о4
485
486
IMi
487
40)
495
496
Часи V. БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ С ГАЗОВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ
407
Глава 17. Конструкция БР с газовым охлаждением
1Q7
17.1.	Вводные замечания............................................. •	4Qg
J7.2. Характеристики гелиевого теплоносителя.......................
А.	Преимущества гелиевого охлаждения .
Б. Недостатки гелиевого охлаждения ...
17.3	. Системы реактора................................................
А.	Реакторный бак........................................... •
Б. Теплопередающие системы........................... .	~~
В.	Основные компоненты................................. .	•
17.4	. Конструкция активной зоны............................
17.5	. Конструкция твэла......................................... ...
17.6	. Теплогидравлнческие свойства активной эоны ....
А.	Ламинарный поток.............................................
Б. Турбулентный поток................................ 513
В.	Переходный поток.................................................515
Г. Типичные теплофизнческне характеристики БР с гелиевым охлзжде
нием....................................... 51 о
17.7	. Нейтронно-физические характеристики.............................S16
Вопросы для повторения..............................................517
Глава 18. Безопасность газоохлаждаемых БР	.... 518
1Q1 D	518
18.1.	Вводные замечания.............................................  •	с.д
18-2. Общие вопросы безопасности......................................*	coo
18.3.	Контролируемые аварии...........................................•	jLn
18.4	Неконтролируемые аварии..........................................
А. Виды неконтролируемых аварий....................................•	5З3
Б. Отсутствие охлаждения после остановки реактора................
Оглавление
623
В.	Апарин при недостаточном охлаждении..........................525
Г.	Апарин, связанные с превышенном номинальной мощности . . . 528
18.5.	Защитное окружение........................................... 530
А.	Локализация энерговыделеиня................................ •	530
Б. Внутрпкорпусное удержание расплавленного топлвна	.	.	.	532
В.	Защита от выхода продуктов деления н аэрозолей , .	.	.	539
Вопросы для повторения........................................  540
Приложение А. Сводка данных по быстрым реакторам....................541
Приложение Б. Сравнение гомогенного и гетерогенного проектных ва-
риантов быстрого реактора	CRBRP ....................................553
Приложение В. Чстырехгрупповые и восьмнгруппопые мерные кон-
станты .........................................................557
Послесловие............................................................566
Список обозначений ................................................ 579
Алфавитно-предметный	указатель......................................587
Список литературы...................................................597