ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 15.11.2019
Просмотров: 1600
Скачиваний: 1
2.1 Реактор на тепловых нейтронах. Рассмотрим основные особенности реактора, работающего на медленных (тепловых) нейтронах в режиме атомной электростанции (АЭС). Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель, теплоноситель и корпус.
Рис.1 Схема активной зоны «медленного» реактора
Активная зона - центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия.
Корпус ядерного реактора - герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны и других устройств, а также для организации безопасного охлаждения ядерного топлива потоком теплоносителя.
В качестве горючего обычно используется уран-235 в смеси с ураном-238 (обсуждение особенностей применения в качестве горючего разных делящихся нуклидов обсуждено в других лекциях). Может использоваться природный уран (например, в тяжеловодных реакторах), но, как правило, применяют низко обогащенный уран (в энергетических реакторах на тепловых нейтронах, обогащение до 4,4%) либо высоко обогащенный (до 40%) уран (в транспортных реакторах).
Количество потребляемого в реакторе топлива пропорционально мощности реактора. При делении 1 г 235U высвобождается 1 тыс. кВт/день. Для получения такого количества тепловой энергии необходимо сжечь 3 т угля или 3 тыс. л нефти. Для гетерогенных уран-графитовых ядерных реакторов минимальное необходимое количество природного урана составляет 45 т, а 6 графита - 450 т. В ядерном реакторе происходит быстрая смена поколений нейтронов. Среднее время жизни нейтронов в реакторах разных типов 10-3 - 10-8 с. Между мощностью ядерного реактора и скоростью протекания в нем цепной реакции деления ядер существует определенное соотношение: в реакторе тепловой мощностью 1 МВт происходит 3,3. 1016 дел./сек.
Ядерное горючее в реакторах может быть распределено в активной зоне гомогенно или гетерогенно. В последнем случае топливо в реакторе располагается в виде тепловыделяющих элементов (TВЭЛов), образующих решетку в среде замедлителя и теплоносителя. В связи с этим, по расположению в активной зоне делящегося вещества и замедлителя все реакторы принято делить на гетерогенные (неоднородные) и гомогенные (однородные).
Гомогенные реакторы
Гомогенный реактор - реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную размножающую среду (однородную смесь). В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно, и другие компоненты активной зоны) находятся либо в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо пространственно разделены, но так, что разница в потоках нейтронов любых энергий в них несущественна.
В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.
Гомогенное ядерное горючее может представлять собой водные растворы солей урана и плутония, расплавы солей или металлов (например, сплавы U, Pu, Th с Pb, Bi, Sn и пр.). Гомогенное ядерное горючее одновременно является теплоносителем реактора и непрерывно циркулирует через теплообменник. Продукты деления распределены равномерно по всему объему жидкой фазы. Особым случаем гомогенного ядерного горючего является дисперсное топливо, представляющее собой, например, взвесь частиц окиси урана в водном растворе. Ввиду малого размера частиц в таком топливе происходит обеднение дисперсной фазы продуктами деления.
Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.
Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.
Гетерогенные реакторы
В гетерогенных реакторах ядерное топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены. Горючее и замедлитель представляют собой неоднородную среду для нейтронов.
Гетерогенный реактор имеет активную зону в виде гетерогенной размножающей среды. В таком реакторе топливо в виде цилиндрических стержней (или пластин) выделено пространственно так, что создает основу решетки активной зоны - системы топливных и других материалов, расположенных в определенной периодической последовательности.
Тепловыделяющий элемент, ТВЭЛ - герметично заваренная заглушками трубка, с таблетками топлива.
Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего вместе с ними корпуса толщиной 10- 20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычно является цирконий. В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.
Как правило, ТВЭЛы, являющиеся основными элементами активной зоны, объединяются в тепловыделяющие сборки, ТВС. ТВС представляет собой топливную кассету и ее крепление и находится в активной зоне реактора. Активную зону окружает отражатель (материал - вода или графит), предотвращающий утечку нейтронов. Нейтроны, попавшие в отражатель, рассеиваются его ядрами, при этом некоторые из них после рассеивания возвращаются в активную зону.
В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором - кипит. Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими. В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.
В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.
Поэтому активная зона реактора помимо топлива содержит замедлитель нейтронов, т.е. вещество, предназначенное для уменьшения кинетической энергии нейтронов до величин около 1 эВ. Замедлителем могут быть вещества, обладающие достаточно малой атомной массой, малым коэффициентом поглощения нейтронов и слабой активационной способностью. Наиболее широкое применение в качестве замедлителя нашли обычная вода, тяжелая вода и графит. Эффективность использованного замедлителя нейтронов определяется величиной коэффициента замедления.
Рис.2 Блок-схема атомного реактора на тяжелой воде, работающего в составе канадской АЭС типа КАНДУ
Замедлитель - вещество с малой атомной массой, служащее для замедления, образующихся при делении ядер нуклидов, нейтронов с высокой энергией (0,5-10 МэВ) до тепловых энергий (менее 1 эВ).
Коэффициент замедления - вместе с замедляющей способностью характеризуют свойства материалов-замедлителей. Наилучшей замедляющей способностью обладает обычная (легкая) вода вследствие большого сечения рассеяния тепловых нейтронов. Поэтому в легководных реакторах размеры активной зоны наименьшие. Однако при этом концентрация делящихся нуклидов в ядерном топливе должна быть достаточно высокой, т. е, оно должно быть обогащенным. Это обусловлено большим сечением поглощения нейтронов в обычной воде. Коэффициент замедления графита в 3 раза больше, чем легкой воды, но значительно ниже по сравнению с тяжелой водой. Поэтому в реакторах с графитовым замедлителем критическая масса меньше, чем в легководных реакторах, но больше, чем в тяжеловодных. Замедляющая же способность графита наименьшая из этих трех замедлителей. Таким образом, активные зоны реакторов с графитовым замедлителем имеют наибольшие размеры. В них можно использовать топливо с низким обогащением по делящемуся нуклиду.
Тепловой реактор может работать на природном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора: с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов.
В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы поддержания в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У такой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Поэтому реакторы на тяжелой воде (Рис.2) работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. Хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде (например, САNDU) может работать долгие годы на естественном (не обогащенном) уране и давать дешевую энергию. Но из-за дороговизны производства тяжелой воды и из-за неизбежных утечек ее из трубопроводов, суммарные затраты на эксплуатацию реактора велики и сравнимы с аналогичными у РБМК и ВВЭР. В качестве теплоносителя может использоваться тоже тяжелая вода, хотя есть реакторы, где замедлитель – тяжёлая, а теплоноситель - легкая вода.
Предпринимались попытки использования в качестве теплоносителей органических жидкостей. В частности, в Курчатовском институте был создан реактор «Арбус». Предполагалось отправить его в Антарктиду. Он не оправдал надежд и был разобран. Оказалось, что органика подвержена воздействию нейтронов и гамма-квантов, в ней происходят необратимые изменения. Потому от дальнейших работ в этом направлении отказались и в России и в Америке.
Чтобы сделать цепную реакцию возможной, размеры активной зоны реактора должны быть не меньше так называемых критических размеров, при которых эффективный коэффициент размножения равен единице. Критические размеры активной зоны зависят от изотопного состава делящегося вещества (уменьшаются с увеличением обогащения ядерного топлива ураном-235), от количества материалов, поглощающих нейтроны, от вида и количества замедлителя, от формы активной зоны и т. д. На практике размеры активной зоны назначаются больше критических, чтобы реактор располагал необходимым для нормальной работы запасом реактивности, который постоянно уменьшается и к концу кампании реактора становится равным нулю. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону сокращает утечку нейтронов. Он уменьшает критические размеры активной зоны, повышает равномерность нейтронного потока, увеличивает удельную мощность реактора, следовательно, уменьшает размеры реактора и обеспечивает экономию делящихся материалов. Обычно он выполняется из графита, тяжелой воды или бериллия.
Для охлаждения реактора и отвода тепловой энергии, выделяющейся при делении, используется теплоноситель, циркулирующий через активную зону. Выделившаяся в результате деления тепловая энергия передается таблетке, а затем – оболочке твэла. Теплоноситель, омывая оболочку, снимает тепловую энергию и нагревается. В качестве теплоносителя может использоваться обычная или тяжелая вода, органическая жидкость или газ. Чем больше разность температур между горячей и холодной точками, тем больше тепловой поток. Однако температуру нельзя поднимать до бесконечности, максимальная температура таблетки топлива ограничена температурой плавления материала (для UO2 она равна 1800 о С). Самая горячая точка таблетки находится в ее середине. Для оболочки твэла из циркония, максимальная температура 320-350 о С. При большей температуре прочностные характеристики оболочки ухудшаются (повышается ползучесть). В процессе эксплуатации реактора необходимо не допускать превышения предельных температур, поскольку разрушение ТВЭЛа ведет к выходу сильно радиоактивных продуктов деления в теплоноситель и их разнос по трубопроводам.
По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал. В таких реакторах топливо и теплоноситель находятся не только в поле высоких температур, но и в поле высоких давлений, что накладывает дополнительные требования на используемые конструкционные материалы.