Файл: ЧС и радбез. Курс лекций 2014.pdf

повреждения ТВЭЛов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителя, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных ТВЭЛов. Различают два вида таких нарушений: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями, изготовленными из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). Изменяя количество и глубину погружения управляющих стержней, можно регулировать нейтронные потоки, а следовательно, интенсивность цепной реакции и выработку энергии.

Внастоящее время разработано большое количество различных моделей ядерных реакторов, которые различаются по виду ядерного топлива (уран, плутоний), по химическому составу ядерного топлива (уран, диоксид урана), по виду теплоносителя (вода, тяжелая вода, органические растворители и другие), по виду замедлителя (графит, вода, бериллий).

Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных

(резонансных) нейтронах.

Наиболее распространенными на АЭС являются реакторы большой мощности канальные (РБМК) и водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР).

Активная зона РБМК диаметром 11,8 м и высотой 7 м представляет собой цилиндрическую кладку, состоящую из графитовых блоков – замедлитель. В каждого блоке имеется отверстие для технологического канала (всего 1700).

Вкаждом канале установлено два ТВЭЛа, имеющих форму полых трубок диаметром 13,5 мм и длиной 3,5 м, стенки которых толщиной 0,9 мм выполнены из циркониевого сплава. ТВЭЛы заполнены таб-

летками из диоксида урана, обогащенного 23592 U – до 2%. Общая масса

топлива в активной зоне РБМК составляет 190 т. В процессе работы реактора ТВЭЛы охлаждаются проходящими по технологическим каналам потоками теплоносителя (воды).

56

Принципиальная схема реактора РБМК-1000 показана на рис. 7.

Рис. 7. Реактор большой мощности канальный на тепловых нейтронах РБМК-1000:

1 турбогенератор; 2 стержни управления; 3 барабаны-сепараторы; 4 конденсаторы; 5 – графитовый замедлитель; 6 – активная зона; 7 ТВЭЛы; 8 – защитная оболочка из бетона

Для управления цепной ядерной реакцией, происходящей в ТВЭЛах, в специальные каналы вводятся регулирующие и управляющие стержни, выполненные из кадмия или бора, которые хорошо поглощают нейтроны. Стержни свободно перемещаются по специальным каналам. Глубина погружения регулирующего стержня определяет степень поглощения нейтронов. По периферии активной зоны расположен слой отражателя нейтронов – те же графитовые блоки, но без каналов.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим стальным баком с водой, который предназначен для биологической защиты от нейтронов и гамма-излучений. Кроме того, реактор размещается в бетонной шахте размером 21,6 21,6 25,5 м.

Таким образом, основными элементами РБМК являются тепловыделяющие элементы, заполненные ядерным топливом, заменитель и отражатель нейтронов, теплоноситель и регулирующие стержни, служащие для управления развитием ядерной реакции деления.

Принцип работы АЭС с реактором типа РБМК состоит в следующем. Появляющиеся в результате деления ядер 23592 U вторичные быстрые нейтроны выходят из ТВЭЛов и попадают в графитовый

57

замедлитель. В результате прохождения по замедлителю они теряют значительную часть своей энергии и, уже являясь тепловыми, вновь попадают в один из соседних ТВЭЛов и участвуют в дальнейшем

процессе деления ядер 23592 U. Энергия цепной ядерной реакции выде-

ляется в виде кинетической энергии «осколков» (80%), вторичных нейтронов, альфа-, бета-частиц и гамма-квантов, в результате чего происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, в качестве которого используется вода, двигаясь в технологических каналах снизу вверх под давлением около 7 МПа, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит нагрев теплоносителя до температуры 285 С на выходе из реактора.

Далее пароводяная смесь транспортируется по трубопроводам в сепаратор, служащий для отделения воды от пара. Отсепарированный насыщенный пар под давлением попадает на лопасти турбины, связанной с генератором электрического тока.

Отработанный пар направляется в технологический конденсатор, конденсируется, смешивается с теплоносителем, поступающим из сепаратора, и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.

Преимуществами таких реакторов являются возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора и возможность поканального контроля состояния реактора. К недостаткам реакторов РМБК следует отнести низкую стабильность работы на малых уровнях мощности, недостаточное быстродействие системы управления защиты и использование одноконтурной схемы, в которой имеется реальная возможность радиоактивного загрязнения турбогенератора.

Среди реакторов, работающих на тепловых нейтронах, наиболее широкое распространение во многих странах мира получили водо-

водяные энергетические реакторы.

Реакторы этого типа состоят из следующих основных конструктивных элементов: корпус с крышкой, в котором размещаются ТВЭЛы, собранные в кассеты; органы управления и защиты, тепловой экран, выполняющий одновременно роль отражателя нейтронов и биологической защиты (рис. 8).

Корпус ВВЭР представляет собой вертикальный толстостенный цилиндр из высокопрочной легированной стали высотой 12–25 м и диаметром 3–8 м (в зависимости от мощности реактора). Сверху корпус реактора герметично закрывается массивной стальной сферической крышкой.

58

Рис. 8. Принципиальная схема АЭС ВВЭР-1000:

1 – тепловой экран; 2 корпус; 3 – крышка; 4 трубопроводы первого контура; 5 трубопроводы второго контура; 6 паровая турбина; 7 генератор; 8 технологический конденсатор; 9, 11 – циркуляционные насосы;

10 парогенератор; 12 ТВЭЛы

Содержащие ядерное топливо ТВЭЛы ВВЭР аналогичны по форме ТВЭЛам РБМК, собраны в кассеты. Всего в реактор типа ВВЭР загружается 40 т ядерного топлива и ежегодно заменяется 1/3 выгоревшего. Между кассетами с ТВЭЛами размещаются регулирующие кассеты из бористой стали, хорошо поглощающие нейтроны.

Корпус реактора установлен в бетонной оболочке, являющейся одним из барьеров радиационной защиты. Принцип работы АЭС с серийным водо-водяным реактором электрической мощностью 440 МВт (ВВЭР-440) состоит в следующем. Теплоотвод от активной зоны ядерного реактора осуществляется по двухконтурной схеме. Теплоно-

ситель (вода) первого контура, имеющий температуру 270 С, по трубопроводу подводится к активной зоне реактора под высоким давлением порядка 12,5 МПа, поддерживаемым циркуляционным насосом. Проходя по активной зоне, теплоноситель нагревается до 300 С (высокое давление в контуре не позволяет воде закипеть) и дальше поступает в парогенератор.

В парогенераторе теплоноситель первого контура отдает свое тепло так называемой питательной воде второго контура, находящейся под более низким давлением (приблизительно 4,4 МПа). Поэтому вода второго контура закипает и превращается в нерадиоактивный пар, который по пароводу подается на паровую турбину, связанную с генератором электрического тока. Отработанный пар охлаждается в технологическом конденсаторе, и под действием питательного насоса конденсат вновь поступает в парогенератор. Двухконтурная схема теплоотвода обеспечивает радиационную безопасность АЭС.

59

Перспективы развития ядерной энергетики в настоящее время связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах. Также реакторы наряду с выработкой электроэнергии позволяют осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива, вовлекая в топ-

ливный цикл не только делящиеся тепловыми нейтронами 23592 U или 23994 Pu, но и 23892 U и 23290 Th (его содержание в земной коре примерно в

4раза выше, чем природного урана).

Вактивной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т. е. одновременно с выработкой энергии можно производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Вактивной зоне реактора на быстрых нейтронах отсутствует замедлитель, в связи с этим объем активной зоны реактора во много раз меньше, чем в РБМК или ВВЭР, и составляет примерно 2 м3. В качестве ядерного топлива в реакторах используется искусственно полу-

ченный 23994 Pu или высокообогащенный (более 20%) уран.

В активной зоне реактора БН-600 размещается 370 топливных сборок, в каждой из которых содержится по 127 ТВЭЛов и 27 стержней системы управления и аварийной защиты.

Активная зона реактора со всех сторон окружена зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов с диоксидом урана или 23290 Th. Зона воспроизводства одновременно играет роль отражателя нейтронов.

Выделяющиеся в активной зоне в результате деления ядер 23592 U (или 23994 Pu) быстрые вторичные нейтроны попадают в зону воспроизводства, где происходит их радиационный захват ядрами 23892 U (или

23290 Th). Он сопровождается рядом последующих бета-распадов, протекающих по следующим схемам:

23892 U 01n 23992 U 23993 Np 23994 Pu ;

60

23290Th 01n 23390Th 23391 Pa 23392 U .

Для отвода тепловой энергии в активной зоне реактора БН-600 используется трехконтурная технологическая схема (рис. 9).

Рис. 9. Технологическая схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах:

1 – ТВЭЛы активной зоны; 2 – ТВЭЛы зоны воспроизводства; 3 – корпусреактора; 4 – бетонный корпус реактора; 5 – теплоноситель первого контура;

6 – теплоноситель второго контура; 7 – теплоноситель третьего контура; 8 – паровая турбина; 9 – генератор; 10 – технологический конденсатор; 11 – парогенератор; 12 – промежуточный теплообменник;

13 – циркуляционный насос

В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, температура плавления которого составляет 98 С, он обладает малой поглощающей и замедляющей способностью нейтронов.

Жидкий натрий первого контура на выходе из реактора имеет температуру 550 С и поступает в промежуточный теплообменник. Там он отдает теплоту теплоносителю второго контура, в качестве которого тоже используется жидкий натрий. Теплоноситель второго контура поступает в парогенератор, где происходит превращение в пар воды, являющейся теплоносителем третьего циркуляционного контура. Вырабатываемый в парогенераторе пар под давлением 14 МПа поступает в турбину электрогенератора. Отработанный пар после охлаждения в технологическом конденсаторе направляется насосом опять в парогенератор. Таким образом, схему теплоотвода на АЭС с реактором БН-600 составляют один радиоактивный и два нерадиоактивных контура. Время работы генератора БН-600 между перегрузками топлива составляет 150 суток.

61

При эксплуатации АЭС кроме проблем, связанных с захоронением высокорадиоактивных отходов ядерного топливного цикла (ЯТЦ), возникают дополнительные проблемы, которые обусловлены сроком службы ядерных реакторов (20–40 лет). После окончания этого срока службы реакторы необходимо выводить из эксплуатации, а из активной зоны их необходимо извлекать ядерное топливо, теплоноситель. Сам реактор консервируют или демонтируют. Опыт демонтажа отработанных ядерных реакторов в мире очень небольшой.

?1. Общие сведения об атоме и атомном ядре. Явление радиоактивности.

2.Основной закон радиоактивного распада. Активность и единицы ее

измерения.

3.Деление тяжелых ядер и цепная реакция деления.

4.Принцип работы ядерных реакторов. Их характеристики.

5.Приведите основные характеристики реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000. В чем их отличие?

6.Основные характеристики реакторов на быстрых нейтронах БН-600.

62