ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 15.11.2019
Просмотров: 1601
Скачиваний: 1
Канальный реактор - ядерный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать высокое давление теплоносителя.
Корпусной реактор - ядерный реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать давление теплоносителя и тепловые нагрузки. Высокое давление теплоносителя в легководных реакторах, которые по конструктивному исполнению являются корпусными, требует наличия прочного толстостенного стального корпуса.
В качестве теплоносителя применяется, как правило, обычная вода. Такие реакторы бывают двух типов: реактор с кипящей водой (канальный реактор, например, РБМК) и с водой под давлением (корпусной реактор, например, ВВЭР). В первом случае вода внутри реактора превращается в пар, который направляется непосредственно на турбины. Во втором - вода находится под высоким давлением, поэтому не превращается в пар внутри реактора, несмотря на высокую температуру, а, будучи заключена в герметичный контур, передает тепловую энергию 10 воде второго контура в теплообменнике. Во втором контуре давление ниже, поэтому в нем вода превращается в пар и поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. В качестве теплоносителя в таких реакторах может использоваться и тяжелая вода, HDO (изредка D2O).
Для предотвращения образования отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. В процессе работы реактора теплоноситель становится радиоактивным. Поэтому протечки теплоносителя недопустимы. В связи с этим контур теплоносителя АЭС замкнут и герметичен. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, обеспечивающий поступление в реактор теплоносителя с нужными для оптимальной работы параметрами.
Рис.3. Блок схема атомного реактора с шаровой засыпкой
Система управления реактором состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из поглотителей нейтронов (высокопоглощающий нейтроны материал обычно включает соединения бора). Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно регулировать интенсивность реакции в различных частях активной зоны.
Для длительной работы на большой мощности ядерные реакторы должны обладать некоторым запасом реактивности, определяющим допустимую степень отклонения от критичности (в ту или другую сторону), при которой ректор способен устойчиво работать. Чем выше запас реактивности, тем устойчивее реактор к аварийным ситуациям и тем безопаснее. Изменение реактивности происходит в результате выгорания ядерного топлива, при изменении мощности реактора, температуры делящегося материала, замедлителя и отражателя. Запас реактивности ядерного реактора в процессе выгорания топлива снижается, поэтому для непрерывного поддержания цепной реакции из активной зоны по мере необходимости извлекают компенсирующие (поглощающие нейтроны) стержни.
Кроме компенсирующих в реакторе обычно устанавливают стержни еще двух типов: регулирующие, предназначенные для управления работой реактора, и стержни аварийной защиты.
Регулирование ядерного реактора - функция системы управления и защиты ядерного реактора, обеспечивающая поддержание или изменение скорости цепной ядерной реакции.
Регулирующие стержни - подвижный узел реактора, воздействующий на реактивность и используемый для регулирования ядерного реактора. Регулирующие стержни изготавливаются из материала - поглотителя нейтронов.
Стержни аварийной защиты при нормальной работе реактора находятся вне активной зоны во взведенном состоянии. При превышении допустимого значения хотя бы одного параметра (мощности, температуры, давления пара, скорости разгона; при выходе из строя твэла или при отключении электропитания от циркуляционных насосов) стержни аварийной защиты сбрасываются в активную зону, что приводит к немедленному прекращению цепной реакции. Конструкция и привод аварийных стержней обеспечивают быстрый ввод их в активную зону. Управление компенсирующими, регулирующими и аварийными стержнями автоматическое.
АЗ - аварийная защита. Функция системы управления и защиты, ядерного реактора по предотвращению развития на нем аварийной ситуации за счет аварийной остановки реактора.
БАЗ - быстродействующая аварийная защита. Аварийная остановка реактора - быстрое прекращение цепной ядерной реакции при возникновении аварийной ситуации. Осуществляется быстрым вводом в активную зону регулирующих стержней или жидкого поглотителя нейтронов.
В стержнях управления реактором используются сильные поглотители нейтронов (бор-10, кадмий, гадолиний).
Выгорающий поглотитель - поглотитель нейтронов, который расходуется в процессе эксплуатации реактора. Благодаря этому частично компенсируется потеря реактивности, вследствие выгорания ядерного топлива. Избыточная реактивность необходима для обеспечения требуемого выгорания топлива в активной зоне реактора. Это неподвижные поглотители, выгружаемые из активной зоны вместе с топливом в процессе перегрузки.
В начале кампании реактор имеет запас реактивности, который расходуется в процессе работы на выгорание, отравление, шлакование, «иодную яму» и температурные эффекты. Запас реактивности компенсируется системой регуляторов. Мощность реактора регулируют стержнями, выгорающими добавками и т.п. Регулирующие стержни подразделяют на стержни автоматического регулирования (компенсация небольших отклонений реактивности от заданной, т.е. точная регулировка мощности) и компенсирующие (освобождение реактивности большими порциями, т.е. грубая регулировка мощности). В течение кампании регулирующие стержни извлекают по специальной программе, которая предусматривает минимальное искажение поля тепловыделения.
Нормальный (номинальный) режим эксплуатации реактора поддерживается системой управления и защиты реактора, СУЗ.
Режим номинальный - режим работы ядерной энергетической установки, ЯЭУ, при котором она производит наибольшее количество энергии с обеспечением требуемых запасов прочности и работоспособности всех ее элементов, наиболее высокой экономичности ЯЭУ и безопасности ее эксплуатации. Неноминальными являются все остальные режимы работы ЯЭУ, как нормальной эксплуатации, так и аварийные.
СУЗ - система управления и защиты реактора. Система, обеспечивающая пуск и остановку, поддержание заданного уровня мощности, переход на другой уровень мощности и аварийную остановку реактора. Рабочий орган СУЗ - движущийся узел реактора, как правило, цилиндрический стержень, содержащий материал с большим сечением поглощения, перемещение которого влияет на баланс нейтронов в активной зоне. Часто поглощение нейтронов сопровождается выделением относительно большого количества энергии, поэтому предусматривается отвод тепла из каналов СУЗ.
Обычно система управления и защиты является избыточной, т.е. количество рабочих элементов в ней больше необходимого. Резервирование - использование большего, чем минимально необходимо, количества элементов или систем таким образом, что выход из строя любого из них не приводит к утрате требуемой функции всего целого.
Безопасность реактора обеспечивается защитными системами безопасности, но базовая концепция аварийного риска базируется все же на внутренней самозащищенности реактора (в частности, в реакторе ни при каких условиях не должна развиваться неконтролируемая цепная реакция).
Защитные системы безопасности - технические системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.
Внутренняя самозащищенность реактора - свойства ядерного реактора, которые обеспечивают его самоглушение и охлаждение при любых аварийных ситуациях. Биологическая защита предохраняет личный состав, а также различные приборы, механизмы и материалы от вредного действия весьма интенсивного радиоактивного излучения реактора. Современные энергетические реакторы по уровню излучения эквивалентны десяткам тонн радия. Защита состоит из защитных герметических оболочек и делится на первичную и вторичную. Биологическая защита - радиационный барьер, создаваемый вокруг активной зоны реактора и системы его охлаждения, для предотвращения вредного воздействия нейтронного и гамма-излучения на персонал, население и окружающую среду.
Уровень радиации снаружи вторичной защиты особенно не ограничивает деятельность сотрудников, но доступ людей в помещения, расположенные в пределах вторичной защиты, строго регламентируется определенными правилами безопасности. Биологическая защита небольших реакторов (например, реакторов подводных лодок) обычно выполняется композитной, содержащей в себе тяжелые и легкие элементы, что повышает ее эффективность. Защита может состоять из слоев стали, свинца, пластмассы, бетона с примесью различных веществ (например, химических соединений бора) и т. д. При этом свинец и сталь используются в основном для защиты от гамма-излучения, а бетон, пластмассы и природная вода - для защиты от нейтронов. На атомной станции основным материалом биологической защиты является бетон. Для реакторов большой мощности толщина бетонного защитного экрана достигает нескольких метров.
Газоохлажаемые реакторы
Наибольшим коэффициентом полезного действия обладают реакторы с газовым теплоносителем. Они же считаются самыми безопасными.
В настоящее время Великобритания - единственная в мире страна до сих пор использующая энергетические реакторы с газовым охлаждением (из 27 эксплуатируемых в Великобритании реакторов на АЭС в 26 теплоносителем является углекислый газ и только в одном - вода). Реакторы подобного типа есть в Италии и Японии. В реакторе типа «МАГНОКС» топливом является природный металлический уран, помещённый в оболочку из магниевого сплава, замедлителем нейтронов является графит, а теплоносителем – углекислый газ. Продвинутый вариант магноксового реактора – более мощный AGR реактор работает на слегка обогащённом по урану-235 керамическом (оксидном) топливе, заключённом в стальную оболочку, замедлителем является графит, а теплоносителем – углекислый газ.
В качестве газовых теплоносителей и рабочих тел применяют водород, гелий, азот, воздух, углекислый газ, метан и некоторые другие газы. Основные преимущества газовых теплоносителей и рабочих тел по сравнению с жидкими веществами - более высокая термическая и радиационная стойкость, химическая (коррозионная) пассивность. Недостатки - низкие плотность, теплоемкость и теплопроводность и, следовательно, низкая интенсивность теплоотдачи; при применении газов в качестве теплоносителей необходимо высокое давление в контуре при разумных мощностях, затрачиваемых на их прокачку.
Типичным примером газового реактора является реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. (Рис.3) Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ, например, СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя. Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону 13 (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора c выбросом радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.
Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе Америке и Китае. В 2005 Китай начал строительство первого в мире функционирующего в коммерческих целях модульного газоохлаждаемого ядерного реактора с шаровыми ТВЭЛами (pebble bed modular gas cooled reactor - PBMR). По сравнению с реакторами обычного типа, PBMR является более компактным, экономичным и безопасным. В нём вместо воды используется инертный газ (например, гелий или азот), что позволяет увеличить КПД реактора до 50%. ТВЭЛы представляют собой не стержни, а шары размером с яблоко, покрытые графитовой оболочкой. Малая активная зона реактора и то, что ядерное топливо «распределено» среди сотен тысяч шаров, сводит риск аварии на АЭС к нулю. Кроме того, в реакторе нового типа используется необогащенный уран, что делает PBMR более привлекательным с точки зрения нераспространения и долговременного хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов.
Рис.4 Схема газоохлаждаемого реактора с шаровыми ТВЭЛами
В последнее время существенное внимание уделяется развитию высокотемпературных газоохладаемых реакторов (ВТГР).
ВТГР - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор, в котором в качестве топлива может использоваться уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала - торий. Замедлитель нейтронов – графит, а теплоноситель и рабочее тело- газ. Газ позволяет достигать более высокие температуры теплоносителя на выходе из реактора, а, следовательно, наиболее высокий термический КПД установки.
В 1970-1990-е годы в СССР был разработан ряд проектов ВТГР различного назначения и уровня мощности: опытно-промышленный реактор ВГ-400 для комбинированной выработки технологического тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле, реакторная установка ВГ- 400ГТ с прямым газотурбинным циклом преобразования энергии, модульный реактор ВГМ для производства технологического тепла с температурой ~ 900°С и электроэнергии, атомная станция ВГМ-П для энергоснабжения типового нефтеперерабатывающего комбината.
Одним из реакторов нового поколения, удовлетворяющих требованиям развивающейся широкомасштабной атомной энергетики, является модульный высокотемпературный гелиевый реактор с газовой турбиной (ГТ-МГР), конструкция которого в настоящее время разрабатывается в рамках международного сотрудничества. 2.2 Реактор на промежуточных нейтронах В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом энергии нейтронов в промежуточной области уменьшается 14 слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах. В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000 кг/м3 .