Ядерные реакторы

Ядерные реакторы

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах, тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) которых представляют собой обычно металлические оболочки различной формы и длины, содержащие ядерное топливо и герметично заваренные. Твэлы упаковываются в сборки.

Реактор ВВЭР. Характеристики ВВЭР (Водоводяной Энергетический Реактор - вода является замедлителем нейтронов и поглотителем) ВВЭР-440, Первоначально планировался на мощность 500 МВт (электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин, был переделан на 440 МВт.

Активная зона ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных кассет, часть которых используется как рабочие органы СУЗ (система управления защитой). Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых ТВЭЛов диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая двуокись урана с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа -цирконий, легированный ниобием(1 %). ВВЭР-440 действуют на III и IV блоках Нововоронежской АЭС, на 1 и 2 блоках Кольской АЭС (дубльблок), Ровенской АЭС, на АЭС в Финляндии (Ловиза), Болгарии (Козлодуй), Венгрии (Пакш), и Германии (Норд - после объединения Германии остановленной по политическим мотивам). ВВЭР-440 работает в режиме 4-6 частичных перегрузок кассет за время примерно 3-6 лет. Через каждые 280-290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4-1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой. В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо с выгорающим поглотителем нейтронов (гадолиний, эрибий - для ВВЭР, эрбий- для РБМК) который позволяет больше обогащать свежее топливо и использовать одну кассету с топливом не 3-4 года, а 5-6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.

<#"justify">Рис.1 Реактор ВВЭР

Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни.

Характеристики ВВЭР-440, а также более современного и мощного ВВЭР-1000 (проект) приведены в таблице ниже:

ХарактеристикаВВЭР-440ВВЭР-1000Тепловая мощность реактора, МВт13753000К. п. д., %32,033,0Давление пара перед турбиной, атм44,060,0Давление в первом контуре, атм125160,0Температура воды, °С: на входе в реактор269289 на выходе из реактора300324Диаметрактивной зоны, м2,883,12Высота активной зоны, м2,503,50ДиаметрТВЭЛа, мм9,19,1Число ТВЭЛов в кассете126317Загрузка урана, т4266Среднее обогащение урана, %3,53,3-4,4Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг28,640

Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой. На внутреннюю стенку корпуса падают нейтронное и гамма-излучение. От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20 см, стального - 9 см.

Схема блока состоит из двух контуров. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 °C поступает в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 °C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 275 °C), вращающего турбогенераторы.

Реактор РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) Разработан в 1960-е годы Курчатовским институтом. Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 пущен в 1973 г. году на Ленинградской АЭС. Случившаяся 26 апреля 1986 года авария на Чернобыльской АЭС сильно подорвала доверие к реакторам типа РБМК и заставила существенно пересмотреть концепцию безопасности реактора. После этого РБМК нередко стали именоваться «реакторами чернобыльского типа».

Таблица. Характеристики РБМК

ХарактеристикаРБМК-1000РБМК-1500Тепловая мощность реактора, МВт32004800Электрическая мощность блока, МВт10001500К. п. д. блока, %31,331,3Давление пара перед турбиной, атм6565Температура пара перед турбиной, °С280280Размерыактивной зоны, м: высота77 диаметр (ширина×длина)11,811,8Загрузка урана, т192189Обогащение, % испарительный канал1,81,8 перегревательный канал--Число каналов: испарительных16931661 перегревательных--Среднее выгорание, МВт·сут/кг: в испарительном канале18,118,1 в перегревательном канале--Размеры оболочки ТВЭЛа (диаметр×толщина), мм: испарительный канал13,5×0,913,5×0,9 перегревательный канал--Материал оболочек ТВЭЛов: испарительный каналZr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb перегревательный канал--

Реактор РБМК разработан с целью улучшения топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту - 1,8 %). Преобразование энергии в блоке АЭС с РБМК происходит по одноконтурной схеме. Кипящая вода из реактора пропускается черезбарабаны-сепараторы. Затем насыщенный пар (температура 280 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор. РБМК это Реактор Большой Мощности Канальный, цифра 1000 это 1000 МВт электрической энергии, которые получаются после преобразования. В самом общем виде реактор представляет собой цилиндр, составленный из графитовых блоков, помещенный в бетонную шахту. Диаметр, этого цилиндра, около 12 м, а высота около 8 м. Реактор окружен боковой биологической защитой в виде кольцевого бака с водой. Этот цилиндр пронизывают 1693 топливных канала, представляющих собой трубки из сплава циркония диаметром 88 мм и толщиной 4 мм. В топливном канале устанавливается тепловыделяющая сборка (ТВС). ТВС в РБМК состоят из двух частей верхний и нижней, каждая из которых содержит 18 твэлов стержневого типа из таблеток спеченной двуокиси урана (UO2), заключенных в оболочки из циркониевого сплава.

Рис.2. Реактор РБМК

. Активная зона, 2. Трубопроводы водяных коммуникаций, 3. Нижняя биологическая защита, 4. Раздаточный коллектор, 5. Боковая биологическая защита. 6. Барабан-сепаратор, 7. Трубы пароводяных коммуникаций, 8. Верхняя биологическая защита, 9. Разгрузочно-загрузочная машина, 10. Съёмный плитный настил, 11. Тракты топливных каналов, 12. Опускные каналы, 13. Напорный коллектор, 14. Всасывающий коллектор, 15. ГЦН (гл. циркуляц. насос).

Высота столбика таблеток 3.5 м, диаметр твэла 13.5 мм. Теплоноситель, вода, движется в каналах снизу в верх, омывая ТВС (см. рис.3) и снимая тепловую энергию. Подвод теплоносителя осуществляется к каждому каналу, существует возможность регулировать расход воды через канал.

.

Схема ТВЭЛов 1. Подвеска 2. Направляющий хвостовик 3. Несущий стержень 4. Верхняя тепловыделяющая сборка 5. Нижняя тепловыделяющая сборка 6. Наконечник

В связи особенностями физики реактора тепловая энергия выделяется неравномерно по объему. В каналы с большей мощностью подается большее количество воды.

Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 13 %. Одним из преимуществ РБМК пред ВВЭР, является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ, 9 на рис.2). При перегрузке канала РЗМ герметично соединяется с верхней часть канала, в ней создается такое же давление, как и в канале, отработанная ТВС извлекается в РЗМ свежая ТВС устанавливается в канал.

Металлоконструкции реактора

Металлоконструкции реактора выполняют опорно-несущие функции и функции биологической защиты. Схема «С» - опорная конструкция реактора, изготовлена в виде «креста» и передает нагрузки от реактора на крестообразную фундаментную плиту из жаропрочного бетона на дне шахты реактора.

Схема «ОР» - несущая конструкция графитовой кладки и труб нижних водяных коммуникаций, состоит из цилиндрической обечайки, верхней и нижней решеток. В отверстия решеток вварены тракты для топливных каналов и каналов системы управления и защит реактора. Полость конструкции засыпана серпентинитом.

Схема «Е» - несущая конструкция для каналов, кассет, оборудования системы управления и защиты, труб пароводяных коммуникаций и плитного настила, по устройству подобна схеме «ОР». Схема «КЖ» - цилиндрический кожух реактора с блоком компенсаторов вместе со схемами «Е» и «ОР» образует герметичное реакторное пространство (РП). Схемы «Л» и «Д» - кольцевые баки боковой биологической защиты. Резервуары разделены на 16 герметичных отсеков, заполненных водой, циркуляция и охлаждение воды осуществляется насосно-теплообменной установкой. Схема «Л» является опорной конструкцией для схемы «Е», усилия от которой передаются через 16 Катковых опор.

Рис.3 Схема «Э» перекрывает снизу монтажный проем между стеной шахты и схемой «КЖ», заполненный песчаной засыпкой.

Схема «Г» вместе с плитным настилом образуют защиту центрального зала от излучений реактора. Плитный настил перекрывает проем над реактором и образован из плит и блоков, опирающихся на тракты каналов. Полости плит и блоков заполнены железобарий - серпентинитовым камнем.

Реактор РБМК-1000 спроектирован для четырёх блочных АЭС: Ленинградской, Курской, Чернобыльской и Смоленской.

. Графитовая кладка 2. Технологические каналы 3. Реакторное пространство 4. Бетонная шахта 5. Схема "С" 6. Схема "ОР" 7. Схема "Е" 8. Схема "КЖ" 9. Схема "Л" 10. Схема "Д" 11. Схема "Э" 12. Схема "Г" 13. Плитный настил 14. Песчаная засыпка.

Достоинства. Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре; нет дорогостоящих и сложных парогенераторов; нет принципиальных ограничений на размер активной зоны; более полное использование ядерного топлива; возможность наработки оружейногоплутония; замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга. Недостатки Наличие положительного парового коэффициента реактивности (при увеличении парообразования в каналах реактор разгоняется), что в определённых ситуациях может привести к неконтролируемому росту мощности; недостаточная быстрота действия систем аварийной защиты; принципиально неверная конструкция стержней управления и защиты (СУЗ)- надёжность аварийной защиты частично зависела от правильности действий операторов. Указанные причины, в совокупности с отсутствием необходимой информации о недостатках реактора у оперативного персонала, повлекли за собой аварию на Чернобыльской АЭС. За прошедшие с аварии годы, конструкция всех реакторов РБМК была подвергнута усовершенствованиям, изменены режимы их эксплуатации, что позволило полностью устранить вышеуказанные недостатки. Для устранения положительного парового коэффициента реактивности в активную зону были установлены дополнительные поглотители и был осуществлён переход на использование более обогащённого урана (2,4 %). Была также изменена конструкция стержней аварийной защиты и внедрена дополнительная система быстродействующей аварийной защиты.

По состоянию на 2010 год эксплуатируется 11 энергоблоков с РБМК на трёх АЭС: по политическим причинам (в соответствии с обязательствами Литвы перед Евросоюзом) остановлено два энергоблока на Игналинской АЭС, три энергоблока после аварии на Чернобыльской АЭС (ещё один прекратил существование в результате аварии). Ведётся строительство РБМК третьей очереди на пятом энергоблоке Курской АЭС

Реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы) разрабатываются с 1949 г. Пущенный в ФЭИ в 1955 г. реактор нулевой мощности БР-1 позволил экспериментально подтвердить возможность расширенного воспроизводства плутония. В настоящее время этот реактор является аттестованным источником нейтронов для калибровки детекторов, образцов, измерительных устройств. На реакторе БР-5, работающем с 1959 г. получены первые принципиальные данные по физике, технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов и др., необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением. С 1973 г. после модернизации мощность реактора увеличена до 8 МВт и он получил название БР-10. В течение 30 лет он использовался для изучения работоспособности топлива, исследований материалов, получения изотопов для биологических и медицинских целей, на нем проверяются и отрабатываются технические решения, направленные на повышение безопасности энергетических реакторов. Опыт работы этого реактора, стендов и установок ФЭИ был положен в основу проектов более мощного экспериментального реактора БОР-60 и энергетических реакторов БН-350, БН-600, БН-800.

Реактор БОР-60 (г. Димитровград, 1969) используется для ресурсных испытаний топлива, тепловыделяющих сборок и новых активных зон, для испытаний моделей парогенераторов, для освоения новых технологий.

Реактор БН-350 (г. Актау, 1972) - первый энергетический быстрый реактор, важный энергоисточник Восточного Казахстана, дал большой опыт промышленного масштаба и, что не менее важно, явился экспериментальной базой для крупномасштабного освоения технологии натрия, физических исследований и испытаний топливных сборок, других элементов активной зоны, оборудования. Реактор БН-600 (п. Заречный, 1980) - энергетический реактор, работающий в энергосистеме Среднего Урала в качестве III блока Белоярской АЭС. Реактор имеет прогрессивную, с точки зрения безопасности, интегральную компоновку, высокую надежность, хорошие энергетические параметры, практически не влияет на окружающую среду. Опыт БН-600 привлекает к себе внимание специалистов всех стран, развивающих программы быстрых реакторов. Дальнейшая работа по быстрым реакторам связана с проектированием новых энергоблоков повышенной безопасности с улучшенными экономическими показателями. Большое значение для практического комплексного освоения быстрых реакторов и топливного цикла имеет реализация проекта БН-800. Энергоблоки мощностью 800 МВт с реакторами на быстрых нейтронах, являются по существу модифицированной и улучшенной версией БН-600. Энергоблоки с реактором на быстрых нейтронах мощностью 800 МВт будут сооружаться на Белоярской АЭС и на других АЭС, что позволит в значительной степени улучшить обеспечение энергетики ядерным топливом. Крупномасштабный ввод быстрых реакторов позволит сократить максимальный уровень ежегодного потребления природного урана в несколько раз. Повышение мощности блока с 600 до 800 МВт достигнуто в пределах габаритов реактора-предшественника. В качестве основы принята традиционная гомогенная зона со смешанным окисным уран-плутониевым топливом. В нашей стране это первый опыт промышленного использования смешанного окисного топлива в энергетическом реакторе. Для изготовления топлива будет использован плутоний любого изотопного состава, выработанный в тепловых реакторах, а затем - и в быстрых реакторах. Повышение мощности с 600 до 800 МВт потребовало увеличения объема активной зоны и числа тепловыделяющих сборок.

Основные параметры энергоблока БН-800Тепловая мощность, МВт2100Электрическая мощность, МВт800Температура натрия, °С: первого контура второго контура 547/354 505/310Расход теплоносителя по первому и второму контурам, т/ч3000

Увеличение масштабов строительства АЭС привело к дальнейшему ужесточению требований обеспечения безопасности; оно коснулось и АЭС с реакторами на быстрых нейтронаха). В проекте БН-800 предусмотрен резервный щит управления (РЩУ). Состав систем и приборов, выносимых на РЩУ, определяется задачами: остановить реактор и осуществлять контроль основных нейтронных и технологических параметров, характеризующих процесс расхолаживания, и контроль параметров, определяющих состояние помещений и систем установки с точки зрения пожарной безопасности. Система управления быстрым вводом стержней аварийной защиты состоит из двух комплектов, каждый из которых управляет сбросом всех стержней. Независимость комплектов обеспечивается размещением их в разных помещениях, прокладкой линии связи по разным кабельным трассам и подключением к разным источникам электроснабжения. В состав комплектов по каждому параметру входят три независимых канала формирования сигналов отключения параметров. В замкнутом топливном цикле реактор БН-800 обеспечивает: а) эффективное использование энергетического и оружейного плутония; б) технологическую поддержку режима нераспространения; в) улучшение экологических характеристик ядерного топливного цикла за счет выжигания младших актинидов. В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.). Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ. Для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне - в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо?льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах. В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или свинцово-висмутовая смесь, реже применяются расплавы солей (фториды урана).

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. В настоящее время в промышленном режиме работают два реактора на быстрых нейтронах (в России и Франции), интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). Действующие реакторы на быстрых нейтронах: БН -350 Казахстан, г.Шевченко, 1958-1999, БН-600 Белоярская АЭС, действует c 1980 г. По данным Washington ProFile, к настоящему времени в 31 стране мира действуют 442 ядерных реактора, вырабатывающих электроэнергию. На их долю приходится 16 процентов электричества, произведенного в мире. На сегодняшний день на долю США, Франции и Японии приходится 49 процентов всех АЭС мира и 57 процентов всей "ядерной" электроэнергии. Наиболее развита ядерная энергетика в США (103 АЭС), Франции (59), Японии (54), России (31) и Великобритании (23). В первую пятерку государств, которые минимум половину своих потребностей в электроэнергии удовлетворяют за счет АЭС, ныне входят Франция (76), Словакия (57), Бельгия (55) и Швеция (51). Иные лидеры - Бельгия, Болгария, Венгрия, Южная Корея, Швейцария, Словения и Украина: ядерная энергия позволяет обеспечить более трети их энергетических запросов. АЭС Японии, Германии и Финляндии покрывают примерно четверть потребностей этих государств в электричестве. В ноябре-декабре 2006 года строились 28 новых реакторов: 7 - в Индии, 5- в Китае, 3 - в России, по 2 - на Тайване, в Японии, Канаде, США, Аргентине, Финляндии, Иране, Пакистане, Румынии. Еще 62 реактора находились в стадии получения разрешений на строительство, а еще 162 - в процессе разработки проектов. Китай вложил 50 миллиардов долларов в строительство АЭС, намереваясь увеличить их число с нынешних 9 до 39.

В Индии ныне строятся 8 АЭС, после чего эта страна будет обладать 23 атомными электростанциями. Аналогичные программы разрабатывают Норвегия, Япония, Австралия, Тайвань, Южная Корея. А количество ядерных государств увеличивается: так, "неядерный" Вьетнам решил обзавестись первой АЭС к 2017 году. Первая партия урана добыта на месторождении "Заречное", расположенном близ поселка Табак-Булак Южно-Казахстанской области. В мероприятиях по поводу этого события приняли участие премьер-министр Казахстана Даниал Ахметов, министр энергетики и минеральных ресурсов Казахстана Бактыкожа Измухамбетов и глава Росатома Сергей Кириенко. Они подписали Комплексную программу казахстанско-российского сотрудничества в области мирного использования атомной энергии. Она уже отправлена на утверждение президентам Казахстана и России. Техническую и финансовую сторону проекта будут контролировать Евразийский банк развития (ЕАБР), российское ОАО "Техснабэкспорт" и казахстанское АО "Национальная акционерная компания "Казатомпром". Меморандум о сотрудничестве трех фирм также подписан на месторождении "Заречное".

Рис.4.

К 2012 году Россия может построить реактор на быстрых нейтронах. В России есть все предпосылки для завершения строительства к 2012 году перспективного реактора на быстрых нейтронах БН-800, который позволит использовать накопленный регенерированный плутоний. Быстрые реакторы с жидкометаллическими теплоносителями - это та область, в которой Россия занимает пока лидирующие позиции. Как говорится в документах, подготовленных к парламентским слушаниям, проведенный анализ показывает, что к 2012 году вполне реально завершить строительство реактора БН-800 с сопутствующим топливным циклом..

Сооружение и запуск реактора с уран-плутониевым топливом позволит сохранить научно-технический потенциал и мировое лидерство по данному направлению, отмечается в документах. Кроме того, важным мотивом для ускорения перехода на энергоблоки с замкнутым топливным циклом является ограниченность разработанных запасов урана в России. Задержка с интенсификацией работ по развитию сырьевой базы урана может привести к кризисным явлениям уже через семь-десять, отмечается в материалах к парламентским слушаниям.

устройство ядерный реактор металлоконструкция нейтрон

Литература

1. Теплотехника - Баскаков А.П. 1991г.

. Теплотехника - Крутов В.И. 1986г.

. Теплотехника, теплогазоснабжение и вентиляция - Тихомиров К.В. 1981г. 57с.

. Теплотехнические измерения и приборы - Преображенский В.П. 1978г.

Больше работ по теме: