Ядерные реакторы и ядерные установки

Ядер­ный реак­тор, устрой­ство в кото­ром про­ис­те­кает управ­ля­е­мая цеп­ная ядер­ная реак­ция с выде­ле­нием тепла. В основ­ном ти устрой­ства исполь­зу­ются для выра­ботки элек­тро­энер­гии и в каче­стве при­вода боль­ших кораб­лей. Для того, чтобы пред­ста­вить себе, мощ­ность и эко­но­мич­ность ядер­ных реак­то­ров можно при­ве­сти при­мер. Там где сред­нему ядер­ному реак­тору потре­бу­ется 30 кило­грамм урана, сред­ней ТЭЦ потре­бу­ется 60 ваго­нов угля или 40 цистерн мазута.

Прин­цип дей­ствия атом­ного реактора.

При рас­паде урана U235 про­ис­хо­дит выде­ле­ние тепла, сопро­вож­да­е­мое выбро­сом двух-трех ней­тро­нов. По ста­ти­сти­че­ским дан­ным — 2,5. Эти ней­троны стал­ки­ва­ются с дру­гими ато­мами урана U235. При столк­но­ве­нии уран U235 пре­вра­ща­ется в неста­биль­ный изо­топ U236, кото­рый прак­ти­че­ски сразу же рас­па­да­ется на Kr92 и Ba141 + эти самые 2–3 ней­трона. Рас­пад сопро­вож­да­ется выде­ле­нием энер­гии в виде гамма излу­че­ния и тепла.

Это и назы­ва­ется цеп­ная реак­ция. Атомы делятся, коли­че­ство рас­па­дов уве­ли­чи­ва­ется в гео­мет­ри­че­ской про­грес­сии, что в конеч­ном итоге при­во­дит к мол­ние­нос­ному, по нашим мер­кам высво­бож­де­нию огром­ного коли­че­ства энер­гии — про­ис­хо­дит атом­ный взрыв, как послед­ствие неуправ­ля­е­мой цеп­ной реакции.

Однако в ядер­ном реак­торе мы имеем дело с управ­ля­е­мой ядер­ной реак­цией.Как такая ста­но­вится воз­мож­ной — рас­ска­зано дальше.

Ядерная установка (англ. nuclear installation, nuclear facility) — любая установка, на которой производятся, обрабатываются или находятся в обращениирадиоактивные или делящиеся материалы в количествах, при которых необходимо принимать во внимание вопросы ядерной безопасности[1][2][3].

Таким образом к ядерным установкам относятся атомные электростанции и другие объекты с энергетическими реакторами, а также сооружения спромышленными, экспериментальными и исследовательскими реакторами, критическими и подкритическими ядерными стендами, хранилища радиоактивных отходов, заводы и комплексы для обогащения урана и производства ядерного топлива, суда и иные транспортные средства с ядерной силовой установкой и многие другие объекты.

При этом в различных международных договорах и других документах могут использоваться определения понятия «ядерная установка», сужающие круг объектов, подпадающих под него. Например, к ядерным установкам могут относить только гражданские объекты[4], также часто из понятия исключают реакторы, использующиеся в транспортных средствах[5][6]. Наиболее узкое определение международные организации дают понятию «ядерная установка» вКонвенции о ядерной безопасности 1994 года — наземная гражданская атомная электростанция и установки для обработки и переработки радиоактивных материалов, находящиеся на территории этой атомной станции и непосредственно связанные с её эксплуатацией[7].



13. Сравнительная характеристика предприятий ядерного топливного цикла. Краткая характеристика типа ядерных реакторов: ВВЭР, РБМК, ВТГР, реакторы на быстрых нейтронах (Р-Р).

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) является на сегодняшний день самым распространённым типом ядерной энергетической установки. Причин для этого много, и одной из самых главных (мнение автора исключительно ИМХО) является индустриальная технология возведения реакторного комплекса. Это означает, что крупные блоки и компоненты, изготовленные на специализированных заводах, доставляются к месту строительства и там производится их монтаж. Такая технология при стабильном финансировании позволяет снизить трудозатраты и сократить сроки проведения строительно-монтажных работ. Таким образом ВВЭР относительно прост при монтаже, надёжен и экономичен. Повторяю, что мнение моё - исключительно ИМХО.

В этой главе мы рассмотрим конструктивные особенности реактора ВВЭР, принцип его работы, а также перспективы его развития.

Первый отечественный водо-водяной энергетический реактор был запущен в эксплуатацию в 1964 году на Нововоронежской АЭС (см. рис. 1). Реактор ВВЭР в чем-то отдаленно напоминает паровоз. Это как праправнук похож на прапрадеда. Современный молодой читатель вряд ли представляет устройство паровоза, поэтому ниже мы потратим несколько предложений с тем, чтобы восполнить пробелы в нашем знании. Основа паровоза – это паровой котёл. Котёл пронизан жаровыми и дымогарными трубами. Горячие газы из топки, проходя по трубам, нагревают воду, которая закипает и превращается в пар. Пар из котла попадант в сухопарник (горб сверху), и оттуда сухой пар попадает в цилиндры. В передней части котла расположена дымовая камера. В дымовую камеру поступает отработанный пар из цилиндров, с большой скоростью проходит через сифон в трубу. В сифоне создается разряжение, возникает принудительная тяга (закон Бернулли проходят в школе!), газы и дым выбрасываются в трубу вместе с отработанным паром. Сзади по ходу движения пристроена будка, в которой расположены органы управления, прицеплен тендер с запасом топлива и воды. Вся конструкция расположена на раме, которая стоит на колесах, соединенных шатунами с цилиндром, присутствует также кулисный механизм. Вот он, ящер, древний предок нашего ректора. Теперь отбрасываем колеса, ставим котел вертикально, вместо дымовой камеры ставим стержни системы управления и защиты, вместо будки – зал управления.



Для общности рассмотрим реактор ВВЭР-1000.

Конструктивно реактор выполнен очень красиво и состоит из корпуса, верхнего блока и внутрикорпусных устройств. Такая конструкция типа матрёшки (снаружи Ельцин, а внутри Путин) облегчает транспортировку частей, позволяет при необходимости производить замену компонентов реактора и перегрузку топлива.

Корпус реактора (см. рис.2 и 3) представляет из себя цилиндр с четырьмя парами патрубков условным диаметром 850 мм (четыре циркуляционных петли). Сверху цилиндр оканчивается фланцем с 54 резьбовыми отверстиями (Ø170 мм, шаг 6 мм) и клиновидными канавками для уплотнения, а снизу цилиндр ограничен овальным днищем. Вся конструкция собирается из стальных частей с помощью кольцевых сварных швов. Материал корпуса - легированная сталь, толщина стенки корпуса цилиндрической части порядка 192 мм, масса – более трёхсот тонн. Вся внутренняя поверхность корпуса покрыта антикоррозионной наплавкой.

Технологический этап изготовления корпуса реактора ВВЭР-1000 показан на фото 6, процесс установки корпуса на рабочее место показан на фото 7 и 8.

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК)

Реактор размещается в железобетонной шахте размерами 21,6х21,6х25,5 м. Масса реактора передается на бетон через металлоконструкции, которые служат одновременно защитой от радиационных излучений и вместе с кожухом реактора образуют герметичную полость - реакторное пространство. Внутри реакторного пространства располагается графитовая кладка цилиндрической формы диаметром 14 и высотой 8 м, состоящая из собранных в колонны блоков размерами 250х250х500 мм с вертикальными отверстиями для установки каналов в центре. Для предотвращения окисления графита и улучшения передачи тепла от графита к теплоносителю реакторное пространство заполнено азотно-гелиевой смесью.

Технологические каналы, предназначенные для установки топливных кассет и организации потока теплоносителя, представляют собой сварные трубные конструкции. Части каналов, располагающиеся в пределах активной зоны, имеют диаметр 88 мм, толщину стенки 4 мм и изготовлены из циркония.

В качестве топлива в реакторах РБМК используется двуокись урана U235. В природном уране содержится 0,8% изотопа U235. Для уменьшения размеров реактора содержание U235 в топливе предварительно повышается до 2,0 или 2,4% на обогатительных комбинатах.

Тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ) представляет из себя циркониевую трубку высотой 3,5 м и толщиной стенки 0,9 мм с заключенными в нее таблетками двуокиси урана высотой 15 мм. Две соединенные последовательно тепловыделяющие сборки, содержащие по 18 ТВЭЛов каждая, образуют топливную кассету, длина которой составляет 7 м. Топливная кассета устанавливается в технологический канал. Количество технологических каналов в реакторе -1661. Вода подается в каналы снизу, омывает ТВЭЛы и нагревается, причем часть ее при этом превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь отводится из верхней части канала. Для регулирования расхода воды на входе в каждый канал предусмотрены запорно-регулирующие клапаны.

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания ядерной реакции в активной зонереактора внешние нейтроны с энергией > 105 эВ. В качестве основного топлива используется 238U.

Принцип действия[править | править вики-текст]

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядравводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах экономически выгодно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготавливают из тяжёлых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Более холодные нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется сборками с подвижным поглощающим элементом — ПЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах на быстрых нейтронах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы

ВТГР - источники тепла с уникально высокой температурой теплоносителя - до 1000°С, поэтому их использование позволяет значительно расширить сферу экономически эффективного применения ядерной энергии.

В 1970-1990-е годы АО "ОКБМ Африкантов" совместно с РНЦ "Курчатовский институт" разработан ряд проектов ВТГР различного назначения и уровня мощности: пилотная атомная станция для комбинированой выработки технологического тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле ВГ-400, реакторная установка с прямым газотурбинным циклом преобразования энергии ВГ-400ГТ, модульный реактор для производства технологического тепла с температурой около 900°С и электроэнергии ВГМ, атомная станция для энергоснабжения типового нефтеперерабатывающего комбината ВГМ-П. На предприятии создана крупная научно-исследовательская и экспериментальная база, выполнен значительный объем НИР и ОКР в обоснование разрабатываемых проектов ВТГР. С 1995 г. АО "ОКБМ Африкантов" участвует в международном инновационном проекте ГТ-МГР.

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор, в котором в качестве топлива может использоваться уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала — торий. Реактор, теплоносителем и рабочим телом в котором является газ. Это позволяет получать более высокие температуры теплоносителя на выходе из реактора, а, следовательно, наиболее высокий термический КПД установки. В качестве замедлителя служит графит.


5657614893515307.html
5657693664401900.html
    PR.RU™