Физические характеристики уран-водных ячеек

Главные особенности воды как замедлителя заключается в том, что водород, входящий в состав воды, является

§ наилучшим замедлителем нейтронов;

§ из всех замедлителей он обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов.

Так, например, средняя логарифмическая потеря энергии на одно столкновение, и потому нейтрону деления с энергией Е=2Мэв требуется в среднем всего 16 соударений с ядрами водорода, чтобы стать тепловым. Его микросечение поглощения нейтронов s_a=0,33 барна, (для сравнения сечение поглощения кислорода равно s_a=0,00027 барн). Таким образом, эффективно замедляя нейтроны деления до тепловой энергии, вода сама эффективно поглощает эти нейтроны.

Использование воды одновременно в качестве теплоносителя и замедлителя предполагает некоторый компромисс между этими качествами. Суть его в том, что соотношение ядер топлива и замедлителя выбирается исходя из оптимальности нейтронно-физических характеристик реактора, а требуемое количество теплоносителя из условий оптимальности теплосъема и теплового цикла АЭС.

Как известно, активные зоны ядерных энергетических реакторов состоят из однотипных структурных элементов.

Для реакторов водо-водяного типа таковыми являются тепловыделяющие сборки (ТВС), которые в свою очередь состоят из большого числа элементарных ячеек. В простейшем виде элементарная ячейка состоит из топливного сердечника, покрытия и слоя теплоносителя-замедлителя.

Спектр нейтронов в такой элементарной ячейке в основном определяется соотношением ядер топлива и замедлителя. Это соотношение характеризуется так называемым водородо-топливным отношением n, которое равно отношению числа ядер водорода и топлива, то есть определяет количество ядер замедлителя на одно ядро топлива (например, урана). Наряду с этой величиной в нейтронно-физических исследованиях используется водо-топливное отношение Z, которое определяется из соотношения.

Эти величины связаны между собой, но необязательно прямой пропорциональной зависимостью.

Для ячейки, в которой используется топливо на основе окиси урана UO₂, между величинами n и Z существует следующая зависимость

,

где - плотность воды при нормальных условиях, а - относительная плотность воды, взятая по отношению к нормальным условиям. Действительно, по определению водородо-топливного отношения

.

Подставляя в это выражение соответствующие ядерные плотности воды и урана

получим

.

Обозначая, получим окончательное выражение, приведенное выше.

Поскольку в широком интервале температур плотность двуокиси урана практически не меняется, то для выбранного топлива можно использовать следующее соотношение. Таким образом, при неизменной плотности воды эти величины прямо пропорциональны. Однако, если сравнивать варианты с разными плотностями воды, то между этими величинами не имеет место прямой пропорциональной зависимости. Примечание. - средняя плотность топлива в топливной зоне с учетом центрального отверстия и зазора между топливным стержнем и покрытием.

В принципе, для водо-водяных реакторов могут иметь место три возможные ситуации:

1. Оптимальное количество воды в ячейке с точки зрения теплотехнической много больше, чем оптимальное количество воды с нейтронно-физической точки зрения, то есть. В этом случае водо-водяные реакторы не имели бы коммерческого значения, а использовались только в ядерно-энергетических установках специального назначения (возможно, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах).

2. Оптимальное количество воды в ячейке с точки зрения теплотехнической много меньше, чем оптимальное количество воды с нейтронно-физической точки зрения, то есть. В этом случае вполне возможно было бы применение канальных водо-водяных реакторов.

3. Оптимальное количество воды в ячейке с точки зрения теплотехнической примерно совпадает с оптимальным количеством воды с нейтронно-физической точки зрения, то есть. Это область корпусных водо-водяных реакторов. Все существующие реакторы с водой под давлением приблизительно соответствую этому условию.

Рассмотрим более подробно влияние водородо-топливного отношения на теплотехнические и нейтронно-физические характеристики реактора с целью определения оптимальных значений этой величины, то есть.

Случай 1 Теплофизические ограничения.

Будем рассматривать теплоноситель в однофазном состоянии. Для однофазного теплоносителя полная тепловая мощность реактора W связана с расходом G[кг/с], удельной изобарной теплоемкостью C_p [Дж/кг*с] и подогревом теплоносителя DT[°C] следующим соотношением

.

Если активная зона реактора содержит N элементарных ячеек, то средняя мощность на одну ячейку будет равна

где - средний расход теплоносителя через поперечное сечение элементарной ячейки. Основными теплотехническими параметрами активной зоны являются удельная энергонапряженность активной зоны и удельная энергонапряженность топлива. По определению

,

а удельный расход теплоносителя

,

где - соответственно плотность и проходное сечение теплоносителя, а u- скорость его движения через активную зону. Принимая во внимание, что и пренебрегая толщиной оболочки твэла, получим

.

Таким образом, при всех прочих равных условиях зависит от Z и зависимость эта дается выражением вида. График этой функции асимптотически стремится к единице и достигает значения 0,9 при Z=9, а n=27.

Наиболее сильный рост эта функция имеет в области изменения переменной Z~1-3, где мы получаем практически линейный рост от Z. При значениях Z>3 толщина водяного слоя становится столь большой, что используемые при получении этого выражения приближения становятся неприменимыми.

Удельная энергонапряженность топлива связана с соотношением. Учитывая, что

,

получим ~Z, а значит и ~n. Таким образом, оптимальное значение водородо-топливного отношения с точки зрения теплотехнической эффективности лежит в области 3<n<10.

Случай 2 Нейтронно-физические аспекты.

Замечание Размножающие свойства уран-водной решетки зависят главным образом от двух параметров; обогащения топлива и водородо-топливного отношения. На первом этапе мы ограничимся изучением зависимости от водоро-топливного отношения n, принимая обогащение топлива фиксированной величиной.

Главной величиной, характеризующей эффективность процесса размножения нейтронов является. Согласно формуле четырех сомножителей Рассмотрим характер зависимости каждого из сомножителей от величины водородо-топливного отношения n.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах m.

При увеличение величины n растет толщина водяного зазора и тем самым повышается вероятность для надпороговых нейтронов, вылетевших из блока, рассеется на ядрах водорода. Такое рассеяние приведет к существенному снижению энергии нейтрона и выводит энергию нейтрона за порог деления урана или тория. В результате этот процесс приведет к снижению величины m. Следовательно, m уменьшается с увеличением водородо-топливного отношения.