ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 15.11.2019
Просмотров: 1644
Скачиваний: 1
ЛЕКЦИОННЫЙ КОМПЛЕКС
Введение
Развитие ядерной индустрии невозможно без создания специальных материалов со специфическими (и уникальными!) свойствами. Ядерные материала можно разделить на два класса: функциональные и конструкционные. Функциональные материалы непосредственно участвуют в ядерном топливном цикле. К ним относятся: ядерное топливо (и изделия с его участием – ТВЭЛы, ТВС, боевые заряды бомб и др.), замедлители, поглотители и отражатели нейтронов (и изделия на их основе, такие, как управляющие стержни атомного реактора), материалы фильтров (активных и пассивных), селективные мембраны, ионно-обменные смолы, 2 адсорбенты и другие материалы, задействованные в синтезе и очистке промышленных радионуклидов. Другой класс – конструкционные материалы - используются в различных узлах атомных реакторов и многочисленных ядерных- и термоядерных установок. Особенностью ядерного материаловедения является получение сверхчистых материалов, устойчивых к мощным радиационным воздействиям.
В настоящей лекции мы рассмотрим физико-химические основы создания структурно стабильных функциональных и конструкционных материалов. Основное внимание уделим изложению принципов разработки материалов с заранее заданными свойствами, особенностям поведения материалов при термических, радиационных и механических воздействиях, а также в условиях интенсивной коррозии.
Тема 1. Типы атомных реакторов
Цель лекции: Ознакомление с типами реакторов
Вопросы к теме:
1. Ядерный (атомный) реактор.
2. Основные типы ядерных реакторов.
3. Классификация ядерных реакторов.
В настоящее время основной промышленный способ утилизации ядерной энергии в мирных целях основан на цепной самоподдерживающейся реакции деления некоторых изотопов урана или плутония под действием нейтронов. На практике перевод ядерной энергии в тепловую проводят на устройствах, называемых ядерными реакторами. Ядерный (атомный) реактор - устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц - нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра.
Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение раномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя. При необходимости, тепловая энергия превращается в электрическую либо с помощью тепловых 2 преобразователей, вмонтированных непосредственно в реактор, или с помощью специального теплоносителя, уносящего тепло к внешнему электрогенератору.
Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. Среди них: реакторы на быстрых нейтронах, т.е. реакторы, не использующие замедлители; охлаждаемые теплоносителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейного типа; реакторы на тепловых нейтронах; гетерогенные реакторы, т.е. реакторы с разделенными ядерным топливом и замедлителем; реакторы насыпного типа; реакторы с гранулированным топливом, с замедлителем, находящимся под высоким давлением, например, реакторы с кипящей водой; реакторы с общим перегревом; реакторы, охлаждаемые водой под давлением, с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, с твердым замедлителем, например, реакторы Магнокса; с замедлителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейнового типа; с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, например натрий-графитовые реакторы; с теплоносителем, находящимся под давлением; с жидким замедлителем, например реакторы с трубами высокого давления; с жидким или газообразным топливом; гомогенные реакторы, т.е. реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель являются однородной средой по отношению к потоку нейтронов; реакторы с одной зоной; реакторы с двумя зонами; подкритические реакторы; интегральные реакторы, т.е. реакторы, в которых части функционально связанные с реактором, не являются существенными для реакции, например теплообменники, расположенные внутри корпуса с активной зоной и др. Выделяют три большие группы ядерных реакторов:
1. Ядерные реакторы, использующиеся в качестве источников тепловой энергии (энергетические)
2. Ядерные реакторы, использующиеся для получения различных видов излучения.
3. Ядерные реакторы – размножители, наработчики новых радионуклидов, в том числе – нового ядерного топлива или компонентов ядерного оружия (реакторы – конвертеры и реакторы – бридеры).
Основные типы энергетических ядерных реакторов: -электрические ядерные реакторы АЭС (используются для выработки тепловой энергии, преобразующейся с помощью турбогенераторов в электрическую) -элекроэнергетические (термоэлектрические или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразованием тепловой энергии в электрическую); -высокотемпературные теплоэнергетические ядерные реакторы (производят высокопотенциальную тепловую энергию, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических реакций, опреснения морской воды или получения энергоносителей, например, водорода); -теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофикации)
К энергетическим реакторам относятся также судовые, или транспортные ядерные реакторы; реакторы ядерных ракетных двигателей; двухцелевые электроэнергетические реакторы - размножители, вырабатывающие тепловую энергию и ядерные материалы, которые могут быть использованы для производства нового ядерного топлива; термоэмиссионные реакторы- преобразователи космических ядерно-энергетических установок (в том числе – генерирующих лазерное излучение). В последние годы проводятся работы созданию лазеров с ядерным возбуждением. Изучаются перспективы использованию импульсных ядерных реакторов для возбуждения рентгеновских и гамма-лазеров.
Основные типы ядерных реакторов для получения различных видов излучения: -исследовательские ядерные реакторы (служат источниками нейтронного и гамма-излучения для научных и технических целей, в частности облучения реакторных материалов - материаловедческие реакторы -промышленные ядерные реакторы (используются для производства делящегося плутония и радиоактивных изотопов) 3 -облучательные ядерные реакторы (предназначены для обработки материалов нейтронным или гамма-излучением в целях улучшения их свойств) -хемоядерные реакторы, использующие излучение для ускорения химических реакций -реакторы-источники нейтронов для активационного анализа нуклидного состава материалов -реакторы для биомедицинских целей и обработки пищевых продуктов -импульсные реакторы-гамма-лазеры, в которых энергия излучения, включая энергию осколков деления, используется для накачки энергии в активное вещество лазеров.
Ядерные реакторы подразделяются на различные типы не только по назначению, но и по физическим, техническим и эксплуатационным признакам.
По физическим признакам различают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах; реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы – размножители (бридеры).
Техническая классификация проводится по признакам:
-вид теплоносителя и замедлителя (водяные тепловые ядерные реакторы с легководным, тяжеловодным или графитовым замедлителем, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителем, реакторы с органическим теплоносителем и замедлителем)
-агрегатное состояние водного теплоносителя (водо-водяные энергетические реакторы с водой под давлением, газовые реакторы, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах)
-элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канально- корпусные ядерные реакторы)
-число контуров теплоносителя (реакторы однокорпусные, с прямым паро- или газотурбинным циклом, двухкорпусные с парогенератором и трехкорпусные - с промежуточным контуром, отделяющим первый реакторный контур от паросилового контура)
-структура и форма активной зоны (гетерогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра, параллелепипеда или сферы)
-время действия (ядерные реакторы непрерывного действия, импульсные, прерывистого действия).
ABWR- advanced boiling water reactor (усовершенствованный ядерный реактор кипящего типа)
AGR- advanced gas-cooled reactor (усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор)
BWR- boiling water reactor (ядерный реактор кипящего типа) ‘
FBR- fast breeder reactor (ядерный реактор-размножитель на быстрых нейтронах) GCR- gas-cooled reactor (газоохлаждаемый ядерный реактор
HWLWR - heavy-water moderated boiling light-water-cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем кипящего типа)
LWCGR- light-water-cooled graphite-moderated reactor (водоохлаждаемый ядерный реактор с графитовым замедлителем)
PHWR- pressurized moderated and cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением).
PWR- pressurized water reactor (корпусной водо-водяной энергетический реактор)
SGHWR-steam generating heavy water reactor (парогенерирующий тяжеловодный ядерный реактор). В большинстве энергетических реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая. Упомянем основные из них:
Реактор с водой под давлением. В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.
Кипящий реактор. В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.
Реактор с жидкометаллическим охлаждением. В таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой 4 энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.
Газоохлаждаемый реактор. В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.
Гомогенные реакторы. В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей.
Ниже эти соответствия проиллюстрированы фото внешнего вида атомных электростанций, построенных на базе реакторов различного типа.
Уран-графитовый реактор канального типа - бескоpпусной реактор с графитовым замедлителем, теплоноситель - вода, тепловыделяющие элементы расположены в вертикальных каналах графитовой кладки. Реакторы такого типа мощностью 1000 МВт и более в России называются РБМК (реактор большой мощности канальный), а в США - LWGR (водоохлаждаемый ядерный реактор с графитовым замедлителем).
Легко-водный реактор - корпусной реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. В России это реакторы типа ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор), в странах Запада - BWR (кипящий водяной реактор) и PWR (реактор с водой под давлением).
CANDU - тип теплового ядерного реактора, разработанного в Канаде - ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем кипящего типа, HWLWR. В нем используется естественный необогащенный уран и тяжелая вода в качестве замедлителя и теплоносителя.
Газографитовый реактор - реактор, охлаждаемый газом (в основном гелием или CO2), в котором графит используется как замедлитель. Действующие установки имеются в США и Англии (тип - усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор, AGR).
Реактор на быстрых нейтронах (БН) - ядерный реактор, в котором основное число делений вызвано быстрыми нейтронами. Тип - fast breeder reactor (ядерный реактор- размножитель на быстрых нейтронах, FBR). Не имеет замедлителя. В качестве теплоносителя используется жидкий металл (натрий). Действуют во Франции (FENIX), России, а также в Японии (MONZU).
Лекция 2
Тема 2. Устройство атомного реактора
Цель лекции: знакомство с устройством реакторов.
Вопросы к теме
1. Реактор на тепловых нейтронах
2. Корпус ядерного реактора
3. Гомогенные реакторы
4. Гетерогенные реакторы
5. Замедлитель. Коэффициент замедления.
6. Канальный и корпусный реактор.
7. Регулирующие стержни.
8. Номинальный режим реактора.
9. Защитные системы безопасности.
10. Газоохлажаемые реакторы.
11. Реактор на быстрых нейтронах.
В данной главе мы рассмотрим два основных типов ядерных реакторов: «медленный» реактор, под которым будем иметь в виду реактор, работающий на тепловых нейтронах, и «быстрый» реактор, работающий на быстрых нейтронах деления.