Воспроизводство в быстрых реакторах, Отчёт о НИР - 1974 |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Воспроизводство в быстрых реакторах, Отчёт о НИР - 1974 |
22.4.2017, 23:13
Сообщение
#61
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Верхняя натриевая прослойка помогает занизить пустотный эффект, но портит КВ. Схематично нашу прослойку можно в статье посмотреть. Вот, кстати, правильно напомнили-то. Это даже не прослойка. Чтобы побороть НПЭР, пришлось вообще верхний экран снимать. Соответственно, получаем проигрыш в КВ. А были и некоторые другие идеи. Один из вариантов, который я когда-то слышал - вернуться к Na-K, натрий с небольшой добавкой калия. Ещё один разумный выход, хороший как для НПЭР, так и для КВ - поискать варианты уменьшения доли натрия в зоне. Чем меньше натрия, тем меньше эффект от его опустошения/кипения, а также тем лучше для КВ. |
|
|
23.4.2017, 0:45
Сообщение
#62
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 444 Регистрация: 8.4.2010 Пользователь №: 5 621 |
То есть, если грубо, получается так: КВ растёт с ростом активной зоны (уменьшением утечки нейтронов) и понижением удельного энерговыделения (меньше теплоносителя в зоне). несомненно Из этого же опять же банально следует, что рыбка с удовольствием хорошо сочетается, но только в больших аппаратах (БН-1200, -1600, -2400, -4000), ибо можно увеличивать зону и отношение объём/периметр без пенальти для удельной мощности. Ergo: нужны БОЛЬШИЕ аппараты. оставив пока сказки о БН-2400/4000, есть оценки на сколько можно поднять КВ за счет уменьшения утечки при апгрейде аппарата от реальных 1200 до реальных 1600? причем речь идет об аппаратах на примерно одинаковом технологическом уровне - скажем, оксидное топливо, боковые/торцевые экраны, нулевой пуст.коэф. |
|
|
23.4.2017, 10:44
Сообщение
#63
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Следующие пункты в списке факторов, важных с точки зрения повышения КВ, касаются СУЗов.
Между прочим, о них нередко забывают. Объёмная доля топлива - это понятно. Экраны - тоже очевидно. А ведь СУЗы находятся в зоне, по крайней мере, некоторые из них, и прямо влияют на нейтронное хозяйство. |
|
|
23.4.2017, 11:01
Сообщение
#64
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"Стремление к улучшению баланса нейтронов привело к внедрению в конструкцию реакторов БН топливных компенсаторов, состоящих из сырьевой (поглощающей) и топливной (делящейся) частей.
Воздействие этих компенсаторов на реактивность происходит без бесполезного поглощения нейтронов. Кроме того, такие КП не приводят к сильным возмущениям нейтронного поля. Задача разработки таких компенсаторов была решена для БН-350 с обеспечением времени работы между перегрузками - 2 месяца. В БН-600 от этой идеи было сделано отступление. Для увеличения времени работы между перегрузками до 6 месяцев использованы поглощающие стержни из естественного карбида бора или окиси европия. Однако их использование приводит к снижению КВ по сравнению с БН-350 на 0,06-0,07. В дальнейших разработках принято решение возвратиться к топливным КП с усовершенствованием их конструкции для увеличения времени непрерывной работы до 4-5 месяцев. В перспективных реакторах с более плотным топливом (карбид или металл) при более высоком значении внутреннего КВ (КВа) с помощью топливных КП, по-видимому, без особых усилий удастся добиться времени непрерывной работы в течение 1 года. Во всех известных нам проектах LMFBR используются только поглощающие компенсаторы выгорания (как правило, карбид бора). В различных проектах LMFBR большая по сравнению с БН часть объёма занята ячейками СУЗ, особенно ячейками аварийной защиты. Это связано с тем, что в иностранных проектах используется, как правило, естественный карбид бора, в результате чего на одинаковый с БН запас реактивности требуется больший объём. Применение в реакторах БН обогащённого бора для стержней АЗ и компенсации температурно-мощностного эффектов позволяет ограничиться выделением меньшего объёма под эти стержни". |
|
|
23.4.2017, 11:21
Сообщение
#65
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Ремарка на полях.
По опыту работы с европием в БН-600 есть статья в журнале ИАТЭ №1'2011. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПОГЛОЩАЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ С ЕВРОПИЕМ В РЕАКТОРЕ БН-600 И ПЕРСПЕКТИВЫ ИХ ДАЛЬНЕЙШЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В ИННОВАЦИОННЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ В.Д. Рисованый*, Е.П. Клочков*, А.В. Захаров*, В.В. Мальцев**, А.И. Карпенко**, В.И. Оглезнев**, А.М. Тучков**, И.А. Чернов** *ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград **Белоярская АЭС, г. Заречный Доступ к ней - после бесплатной регистрации. Оттуда несколько кусков. "Европий имеет уникальные ядерные свойства, позволяющие использовать его в качестве поглощающего материала в органах регулирования ядерных реакторов самого различного типа, включая реакторы на быстрых нейтронах. Наибольшее применение получили оксид европия и оксид европия в металлических матрицах, которые характеризуются высокой радиационной стойкостью и практически не распухают при реакторном облучении. Наличие цепочки дочерних изотопов с высокими сечениями поглощения нейтронов обеспечивает практически неизменную физическую эффективность в течение 20–25 лет эксплуатации. Оксид европия совместим со сталями до температур 1100–1200оС". "В период с 1980 по 2005 гг. в реакторе БН-600 прошли эксплуатацию более 100 стержней КП-ТК (современное обозначение КС) и около 50-ти стержней АР (теперь РС) с композицией Eu2O3+Mo... Максимальное время нахождения в активной зоне и максимальный флюенс нейтронов составили для КП 390 эфф.сут и 1,59e23 н*см^-2, для АР 510 эфф.сут и 2,43e23 н*см^-2, соответственно. Все стержни СУЗ показали высокую работоспособность, не было ни единого случая отказа в их работе. Материаловедческими исследованиями показано, что максимальное увеличение диаметра чехловых труб стержней КП-ТК не превысило 3%, а в местах шарнирных соединений 2,3%. Отмечена эллипсность чехловых труб, что связано с неравномерностью распухания конструкционного материала. Все поглощающие элементы сохранили целостность и форму. Диаметры оболочек пэла увеличились до 1% вследствие высокотемпературного распухания. Проведенные в НИИАР материаловедческие исследования позволили сделать рекомендации по увеличению времени эксплуатации стержней. Основным фактором, ограничивающим ресурс стержней, является низкая радиационная стойкость стали ЭИ-847, из которой сделаны оболочки поглощающих элементов". |
|
|
23.4.2017, 11:23
Сообщение
#66
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Но в то же время!!!
"В конце 1980-х гг. в реакторе БН-600 был осуществлен переход на новые конструкции стержней КП-ТК, а в 2005 г. – стержней АР с карбидом бора с естественным содержанием по изотопам 10В и 11В. Основная причина перехода заключалась в высокой наведенной активности радионуклидов европия с большим периодом полураспада, что создавало проблемы с обращением с отработавшими изделиями при транспортировке и длительном их хранении в бассейне выдержки. Имелись случаи попадания радионуклидов европия в воду бассейна. Это потребовало решения вопросов по безопасному хранению отработавших стержней с европием". = = = Так что идея с европием оказалась, как минимум, преждевременной. Уйти от (n,alpha) поглотителя не получилось. |
|
|
23.4.2017, 12:03
Сообщение
#67
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 247 Регистрация: 12.10.2010 Пользователь №: 32 047 |
По обогащённому бору была хорошая статья Рисованого.
|
|
|
23.4.2017, 12:28
Сообщение
#68
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 884 Регистрация: 8.5.2013 Из: Подмосковье Пользователь №: 33 796 |
По обогащённому бору была хорошая статья Рисованого. Совместно с Радиевым институтом ПИЯФ создавал (на базе части своего бывшего гаражного хозяйства) опытную установку обогащению бора с технологией, усовершенствованной против анизольной криогенной ректификации. что была в ходу в Тифлисе. Речь шла о том, что на БН-800 уйдет почти весь базисный российский запас бора-10. Кажись, каким-то боком к этому был причастен и ФЭИ. Последние года четыре ничего об этом не слышал, есть какие новости? |
|
|
23.4.2017, 12:41
Сообщение
#69
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
23.4.2017, 12:41
Сообщение
#70
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
23.4.2017, 14:34
Сообщение
#71
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
оставив пока сказки о БН-2400/4000, есть оценки на сколько можно поднять КВ за счет уменьшения утечки при апгрейде аппарата от реальных 1200 до реальных 1600? Чисто геометрически отношение объёма зоны к периметру растёт на 9%, но вот что это значит для нейтронного бюджета прикинуть на пальцах - заведомо слабо. Цитата Стремление к улучшению баланса нейтронов привело к внедрению в конструкцию реакторов БН топливных компенсаторов, состоящих из сырьевой (поглощающей) и топливной (делящейся) частей. Вообще, если бы в некоем абстрактном натриевом реакторе конструкция (и физика) реактора позволяла бы постоянную перегрузку на мощности, то нейтронный баланс использовался бы наилучшим образом, а регулирующих стержней требовался бы абсолютный минимум. |
|
|
23.4.2017, 14:56
Сообщение
#72
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
23.4.2017, 17:21
Сообщение
#73
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 247 Регистрация: 12.10.2010 Пользователь №: 32 047 |
В перспективных реакторах с более плотным топливом (карбид или металл) при более высоком значении внутреннего КВ (КВа) с помощью топливных КП, по-видимому, без особых усилий удастся добиться времени непрерывной работы в течение 1 года. В БН-1200 на нитридном топливе может получиться? |
|
|
23.4.2017, 20:17
Сообщение
#74
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
Вообще, абстрактно размышляя, как-то само по себе получается, что нужен реактор на "сверхбольшом ТВЭЛе" - жидкотопливном. ЖСР или жидкий металл - не так уж важно.
Просто это следует из а) желания не связываться вдолгую с солями, б) требования сделать зону как можно более компактнее, повысить топливосодержание, но без последствия для теплоотвода из середины. ... А дальше - просто шаг за шагом строго логически - вырисовываются остальные черты концепта. Идея концепта: большой и относительно компактный ТВЭЛ, содержащий в себе ВСЁ топливо активной зоны + встроенный стержень регулирования (именно так, в единственном числе) и отвод ГПД. Поскольку всё это требует замены, нет причин не менять это целиком. Это радикально решает ВСЕ проблемы с коррозией в ЖСР, ибо ВСЕ поверхности, контактирующие с коррозионно-опасной солью подлежат периодической замене. Это же радикально решает ВСЕ проблемы с материалами: мало того, что стенки ТВЭЛа находятся в зоне минимальных нейтронных потоков, они ещё и подлежат относительно частой (раз в несколько лет) замене. Это решает проблемы чистоты: вся соль аккуратно сидит в своей бочке и никуда оттуда не течёт. Если бочку убрать, то за исключением небольшого числа слабоактивированных конструкций, всё в реакторе чистое. Что облегчает обслуживание, демонтаж, замены и т.п. Ну а переработку соли - вынести в совершенно отдельное место, и даже там дело иметь уже с "остывшей", в миллионы раз менее активной гадостью, не сразу из реактора, а уже через годы. Реактор можно сделать кипящим (генерация пара на поверхности ТВЭЛа, что заодно позволяет более интенсивный теплоотвод) и одноконтурным (читать как "дешёвым"). Выглядит вполне себе хипстерски, стартапно и инновационно, КМК. После пары стаканов разбавленного фреша и смузи нужно звонить Биллу Гейтсу. |
|
|
23.4.2017, 20:26
Сообщение
#75
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
У него будет дичайшая неравномерность энерговыделения.
|
|
|
23.4.2017, 20:40
Сообщение
#76
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 273 Регистрация: 23.12.2014 Пользователь №: 34 075 |
Дак это же ThorCon. Только они ещё содержимое этого ТВЭЛа прокачивают через парогенератор. И меняют раз в 4 года сразу ТВЭЛ, парогенератор и ГЦН.
-------------------- Всё это мелкая рябь на волнах экономических циклов, незаметных на приливах эпох.
Накапливать ОЯТ абсурдно для здорового человека. Если мечтать — то ни в чём себе не отказывать. 8956 |
|
|
23.4.2017, 20:42
Сообщение
#77
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
У него будет дичайшая неравномерность энерговыделения. Да. И, КМК, это серьёзное преимущество. Потому что максимальный нейтронный поток, высокие тепературы и радиационные нагрузки сосредоточены в центре, где нет конструкционных материалов. Ну, вообще нет. То, чего нет - не может испортиться. А если где-то прибудет, значит, где-то убудет. В данном случае - у стенок ТВЭЛа, чего и добивались. |
|
|
23.4.2017, 20:47
Сообщение
#78
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 2 427 Регистрация: 16.3.2011 Пользователь №: 32 318 |
Дак это же ThorCon. Только они ещё содержимое этого ТВЭЛа прокачивают через парогенератор. И меняют раз в 4 года сразу ТВЭЛ, парогенератор и ГЦН. Ладно, получается, что к Биллу уже поздно. Смущает только "одноразовый" ГЦН, но, наверное, его можно сделать вполне себе недорогим (на фоне ядерного топлива). |
|
|
23.4.2017, 21:00
Сообщение
#79
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 273 Регистрация: 23.12.2014 Пользователь №: 34 075 |
Ну, ладно, ГЦН не целиком меняют. И не парогенератор, а первичный теплообменник. Но в целом всё похоже.
-------------------- Всё это мелкая рябь на волнах экономических циклов, незаметных на приливах эпох.
Накапливать ОЯТ абсурдно для здорового человека. Если мечтать — то ни в чём себе не отказывать. 8956 |
|
|
23.4.2017, 23:47
Сообщение
#80
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 722 Регистрация: 14.3.2011 Из: 34 Пользователь №: 32 154 |
|
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 24.4.2024, 4:44 |