Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики? По оценочным данным, на всем земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, но нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике — всего лишь около 10%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается.

Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используются практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной (на органическом топливе). Больше того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча и из очень бедных по концентрации месторождений, которых довольно много на земном шаре. А это в конечном счете означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.

Ресурсы атомной энергетики.

Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если реакторы на быстрых нейтронах так хороши, если они существенно превосходят реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах?

Прежде всего следует сказать, что на первом этапе развития ядерной энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и U 235 хватало, вопрос о воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество реакторов на быстрых нейтронах — большой коэффициент воспроизводства — еще не являлся решающим.

В то же время вначале реакторы на быстрых нейтронах оказались еще не готовыми к внедрению. Дело в том, что при своей кажущейся относительной простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд новых серьезных задач, что, естественно, требовало соответствующего времени. Эти задачи связаны в основном с особенностями использования ядерного топлива, которые, как и способность к воспроизводству, по-разному проявляются в реакторах различного типа. Однако в отличие от последней эти особенности сказываются более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.

Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное топливо не может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца. Возможность протекания химической реакции практически не зависит от количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемого критической массой.

Уран (плутоний) в количестве, составляющем критическую массу, не является топливом в собственном смысле этого слова. Он на время как бы превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней.

Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо как для создания критической массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем случае относительно велико.

Так, для серийного отечественного энергетического блока с реактором на тепловых нейтронах ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 440 МВт) критическая масса U 235 составляет 700 кг. Это соответствует количеству угля около 2 млн. тонн. Иными словами, применительно к электростанции на угле той же мощности это как бы означает обязательное наличие при ней такого довольно значительного неприкосновенного запаса угля. Ни один кг из этого запаса не расходуется и не может быть израсходован, однако без него электростанция работать не может.

Наличие такого крупного количества «замороженного» топлива, хотя и сказывается отрицательно на экономических показателях, но в силу реально сложившегося соотношения затрат для реакторов на тепловых нейтронах оказывается не слишком обременительным. В случае же реакторов на быстрых нейтронах с этим приходится считаться более серьезно.

Реакторы на быстрых нейтронах обладают существенно большей критической массой, чем реакторы на тепловых нейтронах (при заданных размерах реактора). Это объясняется тем, что быстрые нейтроны при взаимодействии со средой оказываются как бы более «инертными», чем тепловые. В частности, вероятность вызвать деление атома топлива (на единицы длины пути) для них значительно (в сотни раз) меньше, чем для тепловых. Для того чтобы быстрые нейтроны не вылетали без взаимодействия за пределы реактора и не терялись, их «инертность» необходимо компенсировать увеличением количества закладываемого топлива с соответствующим возрастанием критической массы.

Чтобы реакторы на быстрых нейтронах не проигрывали по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, нужно повышать мощность, развиваемую при заданных размерах реактора. Тогда количество «замороженного» топлива на единицу мощности будет соответственно уменьшаться. Достижение высокой плотности тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах и явилось главной инженерной задачей.

Заметим, что сама по себе мощность непосредственно не связана с количеством топлива, находящегося в реакторе. Если это количество превышает критическую массу, то в нем за счет созданной нестационарности цепной реакции можно развить любую требуемую мощность. Все дело в том, чтобы обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из реактора. Речь идет именно о повышении плотности тепловыделения, ибо увеличение, например, размеров реактора, способствующее увеличению теплоотвода, неизбежно влечет за собой и увеличение критической массы, т.е. не решает задачи.

Положение осложняется тем, что для теплоотвода из реактора на быстрых нейтронах такой привычный и хорошо освоенный теплоноситель, как обычная вода, не подходит по своим ядерным свойствам. Она, как известно, замедляет нейтроны и, следовательно, понижает коэффициент воспроизводства. Газовые теплоносители (гелий и другие) обладают в данном случае приемлемыми ядерными параметрами. Однако требования интенсивного теплоотвода приводят к необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 150 ат, или Па), что вызывает свои технические трудности.

В качестве теплоносителя для теплоотвода из реакторов на быстрых нейтронах был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-физическими свойствами расплавленный натрий. Он позволил решить поставленную задачу достижения высокой плотности тепловыделения.

Следует указать, что в свое время выбор «экзотического» натрия казался очень смелым решением. Не было никакого не только промышленного, но и лабораторного опыта его использования в качестве теплоносителя. Вызывала опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействие с водой, а также с кислородом воздуха, которая, как представлялось, могла весьма неблагоприятно проявиться в аварийных ситуациях.

Потребовалось проведение большого комплекса научно-технических исследований и разработок, сооружение стендов и специальных экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах, для того, чтобы убедиться в хороших технологических и эксплутационных свойствах натриевого теплоносителя. Как было при этом показано, необходимая высокая степень безопасности обеспечивается следующими мерами: во-первых, тщательностью изготовления и контроля качества всего оборудования, соприкасающегося с натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на случай аварийной протечки натрия; в-третьих, использованием чувствительных индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации.

Кроме обязательного существования критической массы есть еще одна характерная особенность использования ядерного топлива, связанная с теми физическими условиями, в которых оно находится в реакторе. Под действием интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение физико-математических, а также ядерно-физических свойств топливной композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу, становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации. В общем случае — это трудоемкий, длительный и дорогой процесс.

Для реакторов на тепловых нейтронах содержание топлива в топливной композиции относительно небольшое — всего несколько процентов. Для реакторов на быстрых нейтронах соответствующая концентрация топлива значительно выше. Частично это связано с уже отмеченной необходимостью увеличивать вообще количество топлива в реакторе на быстрых нейтронах для создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в том, что отношение вероятностей вызвать деление атома топлива или быть захваченным в атоме сырья различно для разных нейтронов. Для быстрых нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для тепловых, и, следовательно, содержание топлива в топливной композиции реакторов на быстрых нейтронах должно быть соответственно больше. Иначе слишком много нейтронов будет поглощаться атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе окажется невозможной.

Причем при одинаковом накоплении продуктов деления в реакторе на быстрых нейтронах выгорит в несколько раз меньшая доля заложенного топлива, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приведет соответственно к необходимости увеличить регенерацию ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.

Но кроме совершенствования самого реактора перед учеными все время встают вопросы о совершенствовании системы безопасности на АЭС, а также изучение возможных способов переработки радиоактивных отходов, преобразования их в безопасные вещества. Речь идет о методах превращения стронция и цезия, имеющих большой период полураспада, в безвредные элементы путем бомбардировки их нейтронами или химическими способами. Теоретически это возможно, но в настоящий момент времени при современной технологии экономически нецелесообразно. Хотя может быть уже в ближайшем будущем будут получены реальные результаты этих исследований, в результате которых атомной энергии станет не только самым дешевым видом энергии, но и действительно экологически чистым.

Постановка задачи.

В данной работе рассмотрен тепло-гидравлический расчет тепловыделяющей сборки ядерного реактора, с последующим расчётом НДС чехла, нагруженного внешним распределенным давлением и подвергнутого неравномерному нагреву.

Рисунок 1

Расчётная модель тепловыделяющей сборки включает в себя модели чехла и теплоносителя.

За модель чехла взята шестигранная оболочка с размерами: радиус вписанной окружности 34,5 мм, толщина стенки 2 мм, длинна 1504 мм. Температура наружной поверхности чехла 200 °С, давление на внешних стенках 16 МПа. Ограничение перемещений по оси ОZ для поверхности, ориентированной со стороны подачи теплоносителя.

Рисунок 2

За модель теплоносителя взята шестигранная призма с 91 продольными цилиндрическими отверстием в областях установки тепловыделяющих элементов.

Размеры модели теплоносителя: радиус вписанной окружности 34,5 мм, диаметр отверстий 6,18 мм, длинна модели 1500 мм. В качестве теплоносителя используется вода со свойствами: плотностью 997 кг/м3 и коэффициентом теплоемкости 4181.7 Скорость теплоносителя на входе 10 м/с и температура от 453 до 493 К с шагом 10. Граничные условия для теплоносителя по наружной поверхности (ориентированной со стороны контакта со стенками чехла): температура 473 К и коэффициент теплопередачи 50 . По поверхности цилиндрических отверстий (ориентированных в областях установки тепловыделяющих элементов) тепловой поток на единице поверхности задается в виде функции 2200000000*0.00309*cos((π*1.5)/(1.5+0.4)*z/1.5). Давление на выходе теплоносителя 16 МПа.

Рисунок 3

Для решения поставленной задачи был выбран метод конечных элементов, реализованный в программном пакете ANSYS. Он позволяет быстро, наглядно и достаточно точно поэтапно произвести тепло-гидравлический расчёт и расчёт НДС сборки.

Для реализации расчёта были использованы программные пакеты для расчёта задач гидродинамики и механики деформированного твёрдого тела расчётной платформы ANSYS Workbench.

ANSYS Workbench является платформой для разработки и интеграции программных продуктов ANSYS, Inc., а также для адаптации уже существующих расчетных комплексов. ANSYS Workbench позволяет объединить графический интерфейс приложений и обеспечить работу с базами данных этих программных продуктов в рамках одного проекта.

Для решения задач вычислительной гидродинамики компания ANSYS, Inc. предлагает два CFD-пакета: ANSYS® CFX® и ANSYS® FLUENT®. Оба пакета содержат расширенный набор моделей турбулентности, решателей, библиотеку материалов (жидкость/газ). Комплексы позволяют моделировать течения жидкости в объектах с подвижными границами (клапаны, поршни и т. п.), а также в связке с ANSYS® Mechanical™/Structural™ решать задачи взаимодействия жидкости и твердого тела (FSI).

Также одной из основных задач при проектировании изделий является обеспечение прочности и надежности изделия при эксплуатационных нагрузках. Пакет ANSYS представляет широкий спектр решений для расчета напряженно-деформированного состояния конструкций, динамического анализа, оценки температурного состояния узлов и выполнения связанных расчетов. Эти возможности комплекса в разной мере представлены лицензиями ANSYS® Mechanical™, ANSYS® Structural™, ANSYS®

Professional™ NLS, ANSYS® Professional™ NLT и ANSYS® DesignSpace™.

Решение.

В первую очередь следует построение моделей в SolidWorks с учётом приведенных геометрических параметров и объединение их в сборку «теплоноситель-чехол» (рисунок 2). Далее, построенная модель импортируются в ANSYS.

Решение задачи в ANSYS разделяется на два этапа: решение тепло-гидравлической задачи и задачи НДС. Для начала производим полный конечно-элементный тепло-гидравлический расчёт теплообмена между внешними стенками твелов и жидкостью. Для расчёта оставляем активной только модель теплоносителя (воды). Данный этап расчёта производится в модуле Fluid Flow (CFX). Разбиваем модель на конечные элементы(рисунок 4), с последующим заданием свойств теплоносителя, приведенных ранее.

Рисунок 4

Задаем параметры модели необходимые для расчета: скорость и температуру воды на входе, и давление на выходе, температуру и коэффициент теплопередачи по наружной поверхности и функциональное распределение теплового потока по поверхности цилиндрических отверстий (стенок твелов)(рисунок 5 и 6).

Рисунок 5 Рисунок 6

Производим расчет поставленной задачи.

Рисунок 7

Исходя из заданного нами теплового излучения виде функции от длины твела были полученные следующие результаты тепло гидравлического расчета сборки ТВС.

Рисунок 8 Нагрев на поверхности твелов.

Рисунок 9 Температура воды на выходе.

На рисунке 8 виден перегрев твелов в пристеночной зоне, это связанно с большим гидродинамическим сопротивлением у стенок сборки и меньшей скоростью течения жидкости(рисунок 10).

Рисунок 10 Скорость течения воды.

Результаты расчета импортируем для дальнейшего решения температурной и прочностной задач.

Импортированная температура на стенки чехла выглядит следующим образом(рисунок 11).

Рисунок 11

Импортированное давление на стенки чехла выглядит следующим образом (рисунок 12).

Рисунок 12

Произведя расчет для 5 значений температуры жидкости на входе. Построена диаграмма зависимостей интенсивности напряжений, эквивалентных напряжений, температуры на выходе (диаграмма 1 и таблица 1).

Таблица 1

Температура воды на входе	453°К	463°К	473°К	483°К	493°К
Интенсивность напряжений	105 Мпа	92 Мпа	113 Мпа	134 Мпа	155 Мпа
Эквивалентные напряжения	92 Мпа	85 Мпа	104 Мпа	124 Мпа	143 Мпа
Температура на выходе	498°К	508°К	518°К	528°К	538°К

Диаграмма 1

Рисунок 13 Распределение напряжений при температуре жидкости на входе 453°К.

Рисунок 14 Распределение напряжений при температуре жидкости на входе 473°К.

Вывод.

В ходе выполнения данной работы мною были получены навыки расчета связанных задач при помощи программного пакета ANSYS. Была проведена серия расчетов из которой можно сделать вывод, что наиболее оптимальной температурой вода на входе в ТВС является температура 463°К, при таком значении возникают наименьшие напряжения. Также найдена причина перегрева пристеночных твелов.