Канальный тип реактора с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем, страница 8

Для решеток с большим объемом замедлителя типична значительная гетерогенность для тепловых нейтронов: отношение средних потоков ≈1,5 вместо -~1,15 для водо-водяных решеток. Использование в реакторах урана с малым обогащением и замедлителя, весьма слабо поглощающего нейтроны, приводит к тому, что среднее по ячейке значение параметра < Σ_a /ζ Σ_s > обычно не превышает 0,1.

В связи с этим практически все поглощение нейтронов происходит после их замедления до тепловых энергий, когда устанавливается спектр нейтронов, близкий к спектру Максвелла. В топливе этот спектр несколько больше отличается от максвел-ловского, поскольку здесь в основном происходит поглощение нейтронов. При проектировании энергетического реактора его мощность обычно выбирается заранее, а значит, может быть заранее оценена площадь теплопередающей поверхности твэлов. Эту площадь желательно иметь при не очень большом числе каналов чтобы уменьшить объем конструкционных материалов, размещаемых в активной зоне, а также количество водяных и пароводяных коммуникаций и тем самым повысить надежность работы АЭС и уменьшить металлоемкость реактора. Поэтому в канале обычно расположено довольно большое количество твэлов (18, 36 и более). Такую решетку мы назвали сложной.

Внутри канала твэлы расположены весьма близко друг к другу: отношение объемов воды и урана составляет ~1. Тесное расположение твэлов заставляет учитывать те эффекты, которые в большей степени имеют место в уран-водных решетках. Сюда относятся эффекты в надпороговой (влияние на μ) и резонансной (влияние на φ) областях энергий. Эти эффекты проявляются при рассмотрении взаимодействия отдельных твэлов в канале, а затем — отдельных гомогенизированных каналов в однородной решетке. Поскольку расстояние между каналами, как правило, велико по сравнению с характерной длиной пробега в замедлителе (λ_{S tr1}), то перекрестный эффект между каналами проявляется в значительно меньшей степени, чем между отдельными твэлами. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах μ, в канальных графитовых реакторах ниже, чем в ВВЭР (μ_РБМК≤1.02), тогда как вероятность избежать ре­зонансного поглощения (р выше и в горячем состоянии равна примерно 0,86—0,88.

В канальных кипящих реакторах (в отличие от корпусных) коэффициент размножения несущественно меняется по высоте реактора: кипение вызывает лишь незначительное отличие распределения потока тепловых нейтронов по высоте от косинусоидального. В первом приближении это отличие можно не учитывать и проводить нейтронно-физический расчет отдельно от теплофизического.

Пространственное разделение теплоносителя и замедлителя позволяет выбирать их рабочие параметры независимо друг от друга и делать удобными с конструкционной, технологической и других точек зрения. Так, в современных графитовых реакторах с водяным теплоносителем температура воды в активной зоне около 280 °С, в то время как температура графита достигает 700 °С. Поэтому температура нейтронного газа изменяется по зонам ячейки в довольно широких пределах.

Графитовые решетки характеризуются относительно большими значениями возраста нейтронов τ_P (мала замедляющая способность графита) и квадрата длины диффузии тепловых нейтронов (велико значение L² в чистом замедлителе). Возраст τ_P сравнительно слабо зависит от состава активной зоны. Однако кипение в активной зоне все же приводит к изменению замедляющей способности ячейки на 20—30%. Площадь миграции Мр² в отличие от легководных решеток определяется не только замедлением, но и диффузией нейтронов и составляет 500— 600 см².

Утечка нейтронов мало (обычно не превышает 1,0—1,5%), поскольку размеры реактора велики даже в единицах М и R²/М²»1.

В больших реакторах с непрерывной перегрузкой топлива коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу К_r обычно не превышает 1,15—1,20. Такое выравнивание энерговыделения по радиусу активной зоны может быть достигнуто или выбором соответствующего темпа перегрузки топлива, при котором содержание продуктов деления в периферийной зоне меньше, чем в центральной, или определенным размещением стержней СУЗ в реакторе. Второй способ менее экономичен из-за непроизводительного захвата нейтронов стержнями. Выбор того или иного способа выравнивания в основном зависит от конструкционных особенностей реактора и обогащения топлива.