Ядерная энергетика

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

Кипящие водо-водяные реакторы

В кипящих водо-водяных реакторах пар непосредственно генерируется в активной зоне и направляется для работы в турбину. Преимущества кипящих реакторов по сравнению с некипящими заключаются в следующем:

отсутствие промежуточного звена – парогенератора с большими поверхностями нагрева, что упрощает схему АЭС и уменьшает капитальные и эксплуатационные затраты;

наличие более низкого давления в реакторе при том же давлении пара на турбину, что существенно облегчает изготовление корпуса реактора и другого оборудования.

Основные особенности кипящих водо-водяных реакторов следующие:

более низкие критические тепловые нагрузки, чем в некипящих, падение qкр с ростом паросодержания;

большая неравномерность энерговыделения по высоте при генерации пара в активной зоне, (кипящая вода одновременно является теплоносителем и замедлителем);

меньшая удельная энергонапряженность на единицу объема активной зоны (в 1,5-2 раза меньше, чем в некипящих);

возникновение при некоторых предельных значениях паросодержания  гидродинамической и нейтронной нестабильности, недопустимой при эксплуатации реактора.

ограничение единичной мощности кипящего реактора возможностью сепарации пара;

дополнительное ограничение генерации пара, связанное с возмож­ностью компенсации паровой реактивности.

Кипящие водо-водяные реакторы (BWR) получили заметное развитие в мировой практике. Так, в атомной энергетике США, примерно 2/3 АЭС работают с реакторами PWR, 1/3 – с BWR. Весьма значительная доля реакторов этого типа в ядерной энергетике ФРГ и Японии. Единичная мощность блоков с реакторами типа BWR доведена в настоящее время до 800...1200 МВт.

Мощные реакторы типа BWR изготовляются в толстостенных металли­ческих корпусах диаметром 7 м и транспортируются с завода-изготовителя на монтажную площадку водным путем и специальными тягачами. Толщина стенки корпуса остается такого же порядка, как и в реакторах PWR, хотя рабочее давление в корпусах BWR примерно в 2 раза меньше.

Графитовые реакторы с водным теплоносителем. Их развитие привело к появлению реакторов большой мощности на 1000 МВт (электрической) типа РБМК-1000, установленных, например, на Чернобыльской АЭС. Характеристики РБМК приведены в таблице 7.3.

Реактор представляет собой цилиндрическую графитовую вкладку (рис.7.5), сложенную из блоков сечением 250´250 мм. Графитовая кладка размещена в герметичном стальном кожухе, заполненном смесью гелия с азотом при небольшом избыточном давлении. В отверстиях графитовых блоков размещены трубы 1693 рабочих каналов диаметром 88´4 мм.

Внутри активной зоны они выполнены из сплава циркония с добавкой ниобия. В трубе расположена тепловыделяющая сборка (ТВС), состоящая из двух пучков по 18 ТВЭЛов. Высота пучка 3,5 м, активной зоны – 7. Ядерным топливом служит диоксид урана UO2 в виде таблеток, заполняющих цирконий-ниобиевые цилиндры диаметром 13,6 мм с толщиной стенок 0,9 мм.

Таблица 7.3 – Характеристики реактора РБМК-1000

Тепловая мощность, МВт

3200

Электрическая мощность. МВт

1000

Числуо трбин и генераторов, МВт (эл.)

2´500

Коэффициент мощность полезного действия, %

30,4

Размеры активной зоны

высота

7,0

диаметр

11,8

Число каналов

1693

Загрузка урана (тонн)

192

Топливо

UO2

Обогащение, %

1,8

Материалы оболочек ТВЭЛов

Циркониевый сплав

Расход воды через реактор (тонн/час)

37500

Производство пара (тонн/час)

5400

Температура пара, оС

280

Рисунок 7.5 – Принципиальная схема активной зоны РБМК – 1000:

1 – активная зона; 2 – канал системы управления и защиты; 3 – вход теплоносителя; 4 – циркуляционный насос; 5 – рабочий канал; 6 – тепловыделяющие сборки;
7 – насыщенный пар; 8 – выход теплоносителя; 9 – биологическая защита;
10 – кожух; 11 – отражатель

Регулирование, компенсация избыточной реактивности и аварийная защита осуществляются движущимися поглощающими стержнями из материалов, содержащих бор (бор хорошо поглощает нейтроны). Для поглощающих стержней выполнено 195 каналов, охлаждающихся автономным водяным контуром. Когда поглощающий стержень выведен из активной зоны, его место занимает вытеснитель воды, который на 1 метр короче высоты активной зоны.

Во время работы реактора без снятия нагрузки возможна перегрузка ядерного топлива. для этого используется специальная машина, обеспечивающая ежедневную загрузку и разгрузку пяти ТВС. В течение трех лет перезагружается все топливо.

Циркуляция теплоносителя осуществляется по двум симметрично расположенным контурам. Вода при температур 265 оС и давлении 8 МПа поступает к низу реактора в параллельные каналы, в которых подвешены тепловыделяющие сборки. Здесь нагреваясь до кипения, частично испаряется и затем поступает в один из четырех барабанов-сепараторов, где вода и пар разделяются. Полученный таким образом насыщенный пар давлением 7 МПа и температурой 280 оС направляется для работы в турбину, а вода возвращается в контур циркуляции, где, смешиваясь с дополнительно поданной водой, вновь поступает в рабочие каналы реактора.

Циркуляция теплоносителя осуществляется четырьмя главными циркуляционными насосами с каждой стороны, из них по одному остается в резерве. Основная часть контура теплоносителя находится в нескольких герметичных помещениях. Эти помещения соединены с заполненными водой системами подавления, расположенными ниже реактора, для отвода и конденсации пара, могущего попасть в помещение вследствие утечки теплоносителя.

Основным недостатком реакторов типа РБМК является положительный паровой эффект реактивности: при увеличении паросодежания в активной зоне увеличивается реактивность реактора, ведущая к увеличению мощности и, как следствие, к дальнейшему увеличению парообразования. Без вмешательства систем автоматики управление процессом может быть затрудненно.

Большие размеры активной зоны делают управление реактором слож­ным (из-за отравления ксеноном, что приводит к изменению поля энерго­выделений по объему активной зоны).

Реакторы на быстрых нейтронах. В отличие от рассмотренных вы­ше реакторов на тепловых нейтронах, не имеют замедлителя.

Реактор загружается высокообогащенным топливом. На периферии реактора в так называемой зоне воспроизводства, располагается природный или обедненный уран (уран с меньшим процентом урана-235, чем в природном). Поглощение нейтронов в этой зоне приводит к производству новых делящихся изотопов – процессу воспроизводства. Отношение количество полученного ядерного топлива к количеству топлива, потраченного в реакторе за время его работы называется коэффициентом воспроизводства (КВ).

При использовании 235U как исходного топлива КВ может быть равным или немного больше единицы.

Вследствие использования высокообогащенного топлива и отсутствия замедлителя активная зона реактора на быстрых нейтронах очень компактна и имеет высокую энергонапряженность – приблизительно на порядок выше, чем в водо-водянных реакторах на тепловых нейтронах.

Важной характеристикой реакторов на быстрых нейтронах является время удвоения – время процесса, в течение которого количество ядерного топлива удваивается по отношению к исходному. По мере накопления ядерное топливо извлекается из реактора, долгое время выдерживается, затем транспортируется на регенерацию, а уж потом на завод по изготовлению ТВЭЛов. Таким образом, время удвоения зависит от времени пребывания и производства во всех звеньях ядерного топливного цикла.

Выдержка облученного топлива, необходимая для понижения радиоактивности и безопасной работы по регенерации и составляет приблизительно три года.

Время пребывания в реакторе определяется темпом накопления топлива, определяющимся энергонапряженностью активной зоны реактора.

Во всех действующих реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем служит жидкий натрий, имеющий благодаря высокой плотности и хорошей теплопроводности, высокий коэффициент теплоотдачи.

Натрий относительно слабо рассеивает нейтроны. Температура его плавления составляет 97,3 оС. Нет необходимости в повышении давления при высоких температурах. Однако натрий в контакте с кислородом воздуха химически агрессивен, и технология поведения с ним значительно усложняется. Контакт воды и натрия ведет к интенсивной химической реакции, вплоть до взрыва. Поэтому для безопасности на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем предусмотрена специальная трехконтурная схема теплоотвода.

В первом, как и во втором промежуточном контуре, циркулирует натрий, передающий теплоту от первичного теплоносителя к вторичному в промежуточных теплообменниках, рабочему телу (воде) третьего контура в парогенераторах. Это усложняет систему и увеличивает стоимость установки, зато повышает надежность системы, потому что исключает контакт радиоактивного натрия и воды.

На главную