Меню

Принцип работы ядерного реактора

Как работает АЭС. Часть 1. Реактор

Начинаю короткую серию научно-популярных уроков об устройстве атомных электростанций, базирующихся на реакторе типа ВВЭР. Информацию постараюсь донести очень простым языком при помощи большого количества картинок и короткой описательной части к каждой из них. Представленная информация является обобщенной для станций с водо-водяными реакторами и не ссылается на какой-либо конкретный проект, так что возможны несоответствия, однако, основная часть текста ориентируется на проект АЭС-2006 с реактором ВВЭР-1200.

Каждый из уроков будет логическим продолжением предыдущего с точки зрения технологии работы атомной станции и сегодня рассмотрим устройство ядерного реактора.

Как работает АЭС. Часть 1. Реактор.

Любой водо-водяной ядерный энергетический реактор имеет стальной корпус, в котором располагается внутрикорпусное оборудование. Ниже фото корпуса.

Рисунок 1. Фото корпуса реактора

Конечно, нет производственных мощностей для создания такой цельнокованой громадины, поэтому корпус сварной и состоит из отдельных обечаек. Обозначил их цифрами.

Рисунок 2. Обечайки корпуса реактора

Коротко о каждой из них:
1) Эллиптическое днище
2) Нижняя обечайка
3) Верхняя обечайка
4) Опорная обечайка. Уже интереснее. На ней есть бурт, на котором реактор “крепится и висит” в шахте реактора. Крепится на опорной ферме бетонной шахты, в которой располагается реактор.

Рисунок 3. Бурт опорной обечайки

Ниже красным выделил место крепления бурта опорной обечайки и бетонной шахты реактора, в которой он располагается.

Рисунок 4. Реактор в шахте

Далее про обечайки.
5) Нижняя обечайка зоны патрубков
В ней располагаются патрубки для входа теплоносителя(воды) в реактор. Патрубков в сумме 4. Фото ниже.

Рисунок 5. Нижняя обечайка зоны патрубков

Почему 4 входа теплоносителя в реактор? Потому что один реактор работает на 4 парогенератора.

Рисунок 6. В центре реактор и 4 пары из парогенератора и главного циркуляционного насоса качающего воду.

Вход и выход воды в реакторе осуществляется с 4 направлений. Сложно сделать один большой парогенератор(о нем в следующем уроке) и поэтому сделано 4 маленьких.
6) Верхняя обечайка зоны патрубков.
Такая же, что и нижняя, но для выхода теплоносителя наружу уже нагретой воды из реактора. Так же в ней есть 4 патрубка для САОЗ (в следующих уроках, в двух словах в случае аварии через них реактор зальют дополнительной водой с поглощающей ядерную реакцию добавкой) и один патрубок для контрольно-измерительных приборов.

Рисунок 7. Верхняя обечайка зоны патрубков. Стрелкой указан патрубок для САОЗ

7) Фланец корпуса.
К нему крепится крышка реактора (блок верхний) при помощи шпилек. При необходимости крышку (далее блок верхний) снимают для доступа к активной зоны реактора(ремонт, перегрузки топлива).
Так же на нем есть кольцо упорное, для восприятия радиальной нагрузки. Простыми словами, за него реактор держится с шахтой так, чтобы он не вращался вокруг своей оси, а упорное, повторюсь, для того чтобы реактор не падал вниз.

Рисунок 8. Фланец корпуса.

Рисунок 9. Красное – кольцо упорное и упорная ферма шахты, на которой держится реактор. Синее – опорное кольцо с опорной фермой.

Для целостности картины далее фото реактора с верхним блоком.

Рисунок 10. Серая часть – блок верхний

Внутри корпуса между верхней и нижней обечайкой патрубков приварено разделительное кольцо. Оно “прислоняется” к шахте внутрикорпусной (не бетонная, уже внутри корпуса) и не позволяет воде из нижнего патрубка напрямую попасть в верхний, а вынуждена идти через всю активную зону.

Рисунок 11. Кольцо разделительное.

С корпусом разобрались, теперь об оборудовании внутри корпуса.
Сначала в корпус помещают шахту внутрикорпусную, которая нужна для обеспечения правильной циркуляции теплоносителя в реакторе, защиты корпуса от изучения, на ней устанавливаются хвостовики тепловыделяющих сборок и в принципе в ней уже находится остальное оборудование. У меня она вызывает ассоциации с нательной рубашкой реактора, не знаю почему.
Шахта имеет перфорации (дырки). Через которую теплоноситель попадает внутрь шахты и выходит наружу к выходным патрубкам корпуса.

Рисунок 12. Шахта реактора. Синим указана перфорация.

Снизу шахты есть плита с опорами, на которые “ставятся, крепятся” хвостовики ТВС.

Рисунок 13. Корпус и шахта. Захватил ещё выгородку, о ней дальше. Красное – опоры.

Вот опоры ближе. Плита выше эллиптического днища, а в ней опоры, которые перфорированы. Сверху они крепят тепловыделяющие сборки (далее – ТВС) за хвостовики. Перфорация нужна, так как теплоноситель движется снизу вверх сквозь, собственно, опоры и попадает на ТВС. Далее я покажу движение теплоносителя.
Выше опор внутри шахты устанавливается выгородка, которая состоит из 4 колец.

Рисунок 14. Выгородка.

Ниже реальное фото. Видно шахту, снизу опоры шахты и выгородку

Рисунок 15. Фото выгородки с шахтой.

Зачем она нужна? Во-первых она формирует правильную геометрию активной зоны реактора. Реактор цилиндрический, а ТВС с топливом шестигранные. Она своего рода переходник от “круглого к квадратному”. Так же она защищает стенки корпуса от излучения от активной зоны. Сама выгородка при этом нагревается от излучения топлива и для охлаждения в ней есть каналы, по которым движется охлаждающий её теплоноситель.

Рисунок 16. Выгородка. Красное – труба для закрепления в шахте, синие – каналы для охлаждения

Теперь можно загружать топливо. Оно находится в ТВС (тепловыделяющая сборка).

ТВС состоит из твэлов (тепловыделяющий элемент), грубо говоря, ТВС это сваренные твэлы в один пучек.

Рисунок 18. Элементы ТВС.

ТВС состоит из головки, которая сверху подпирается блоком защитных труб от всплытия, а так же при загрузке/выгрузке обеспечивает сцепку с перегрузочными аппаратами. Нижняя часть – хвостовик, который ставится в опору шахты и обеспечивает правильное расположение ТВС.
Чертеж твэла ниже.

Рисунок 19. Твэл.

Простыми словами это бесшовная трубка с топливными таблетками (3) и пружиной (5), которая их поджимает.
В некоторых ТВС есть каналы, в которых располагаются не твэлы, а стержни СУЗ, необходимые для регуляции ядерной реакции. Для понижения ядерной реакции СУЗы опускаются в активную зон, а для повышения – наоборот.
Отдельных стержней СУЗ в активной зоне нет, только в составе ТВС. Фото, к сожалению, не нашел.
Далее ТВС и выгородку накрывает блок защитных труб.

Рисунок 20. Фото блока защитных труб.

Стенки у корпуса перфорированные, чтобы теплоноситель проходил насквозь.
Сам он представляет из себя трубы, в которых находятся штанги приводов, которые двигают СУЗы и контрольно-измерительные приборы. Название говорит само за себя, трубы защищают это дело от воздействия давления и излучения реактора.

Рисунок 21. Чертеж блока защитных труб

И в конце все это дело накрывается верхним блоком.

Рисунок 22. Блок верхний.

Он состоит из крышки, которая крепится к фланцу корпуса и обеспечивает герметичность внутри реактора, патрубков для штанг СУЗ и систем контрольно-измерительных приборов. Иными словами, эти патрубки – продолжение от блока защитных труб.

Рисунок 23. Чертеж блока верхнего

В нем же располагается привода двигающие СУЗ и прочая электроника. В самом верху есть траверса для захвата при снятии верхнего блока с целью ремонта или перегрузок.
И на конец чертеж со всем оборудованием.

Рисунок 24. Цельный чертеж реактора.

И теперь как движется теплоноситель. Он попадает через входной патрубок, движется вниз между корпусом и шахтой (вверх не идет, так как там ему преграждает путь разделительное кольцо, проходит через перфорацию в шахте снизу, движется вверх через перфорацию в опорах, попадает в активную зону, где его нагревают ТВС, далее движется вверх до блока защитных труб, выходит через перфорацию в стенках его корпуса, далее через перфорацию в шахте в области верхнего выходного патрубка и выходит через верхний патрубок.
На этом касательно реактора всё.

Читайте также:  Ремонт виды ремонта промышленного оборудования

Cпасибо всем за внимание. Хотелось бы воспользоваться возможностью и прорекламировать канал в телеграме, который я недавно создал. Большие статьи буду выкладывать и здесь, но там будут так же мои небольшие заметки касательно атомной энергетики.
https://t.me/tiny_atom_page

А я поддержу начинание автора. Пусть пилит посты о реакторах дальше. Начнет с описания ВВЭР, продолжит различиями РБМК и БН, завершит исследовательскими, плаву… Читать ещё

Автор, вот реакторы ВВЭР описаны уже в тысяче статей и презентаций того же РосАтома со всеми подробностями. На пикабу также были не раз подобные темы. Почему б… Читать ещё

Источник

Реакторная установка

Nuvola apps important recycle.svg

Реакторная установка (РУ) — комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, АЗ и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами станции. Границы РУ определяются Генеральным конструктором РУ, Генеральным проектировщиком и Научным руководителем и предоставляются в составе технического проекта РУ.

Определение взято из ОПБ-88 (Общее положение обеспечения безопасности Атомных станций-88/97 г.), выпущенных Госатомнадзором, впоследствии вошедшем в Ростехнадзор.

В водо-водяных реакторах в реакторную установку входят:

  • Реактор
  • Трубопроводы 1-го контура
  • Компенсатор объёма(Компенсатор давления)
  • Главные циркуляционные насосы — (ГЦН)
  • Главные запорные задвижки — (ГЗЗ)

Генеральным конструктором РУ (Разработчиком реакторных установок) для реакторов ВВЭР является ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московской области)

Генеральным проектировщиком АС — СПб АтомЭнергоПроект СПбАЭП

Научным руководителем — Курчатовский институт (Москва)

Как правило на 1 тип реактора изготавливают несколько типов реакторных установок, которые и определяют конструкцию блока АЭС. Блоки АЭС с одним типом РУ очень похожи. Например для АЭС с реактором ВВЭР-440 разработаны 3 типа блоков с разными РУ:

  • с РУ В-230
  • с РУ В-213
  • с РУ В-270

В технической документации пишется: «ВВЭР-440/В-230».

На 2010 год на разных стадиях разработки находятся проекты РУ:

  • РУ В-392 с ВВЭР 1000 МВт ;
  • РУ В-448 с ВВЭР 1500-1600 МВт ;
  • РУ В-466Б с ВВЭР 1000 МВт;
  • РУ В-392М с ВВЭР 1200 МВт;
  • РУ В-491 с ВВЭР 1200 МВт;
  • РУ В-488 с ВВЭР 1300 МВт;
  • РУ В-498 с ВВЭР 600 МВт;
  • РУ В-407 с ВВЭР 640 МВт;
  • РУ В-478 с ВВЭР 300 МВт.

Wikimedia Foundation . 2010 .

Смотреть что такое «Реакторная установка» в других словарях:

Реакторная установка — составная часть атомной станции, промышленного или исследовательского комплекса, в котором цепная реакция деления ядер, вызываемая нейтронами, может поддерживаться, контролироваться и использоваться. Ее часто называют реактором. Термины атомной… … Термины атомной энергетики

реакторная установка — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN reactor plant … Справочник технического переводчика

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА — 52. РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

реакторная установка АЭС — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN reactor plant … Справочник технического переводчика

реакторная установка и выборочный контроль технологического процесса — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN reactor plant and process samplingRPPS … Справочник технического переводчика

Реакторная установка атомной станции — 19. Реакторная установка комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного… … Официальная терминология

одноконтурная реакторная установка — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN single cycle reactor system … Справочник технического переводчика

тяжеловодная реакторная установка — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN heavy water reactor facilityHWRF … Справочник технического переводчика

экспериментальная реакторная установка для широкого спектра исследований — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN реактора versatile experimental reactor assembly … Справочник технического переводчика

экспериментальная реакторная установка для широкого спектра исследований (США) — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN versatile experimental reactor assemblyVERA … Справочник технического переводчика

Источник



Реакторная установка

  • Реа́кторная устано́вка (РУ) — комплекс систем и элементов АЭС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, АЗ и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами станции. Границы РУ определяются Генеральным конструктором РУ, Генеральным проектировщиком и Научным руководителем и предоставляются в составе технического проекта РУ.

Определение взято из ОПБ-88 (Общее положение обеспечения безопасности Атомных станций-88/97 г.), выпущенных Госатомнадзором, впоследствии вошедшем в Ростехнадзор.

В водо-водяных реакторах в реакторную установку входят:

* Трубопроводы 1-го контура

* Компенсатор объёма (компенсатор давления)

* Главные циркуляционные насосы — (ГЦН)

* Главные запорные задвижки — (ГЗЗ) (только в ВВЭР-440 и «несерийных» ВВЭР-1000, впоследствии от них отказались)

Парогенераторы — (ПГ)Генеральным конструктором РУ (разработчиком реакторных установок) для реакторов ВВЭР является ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московской области)

Генеральным проектировщиком АЭС — СПб АтомЭнергоПроект СПбАЭП

Научным руководителем — Курчатовский институт (Москва)

Как правило на 1 тип реактора изготавливают несколько типов реакторных установок, которые и определяют конструкцию блока АЭС. Блоки АЭС с одним типом РУ очень похожи.

Например для АЭС с реактором ВВЭР-440 разработаны 3 типа блоков с разными РУ:

с РУ В-270В технической документации пишется: «ВВЭР-440/В-230».

На 2010 год на разных стадиях разработки находятся проекты РУ:

* РУ В-392 с ВВЭР 1000 МВт ;

* РУ В-448 с ВВЭР 1500—1600 МВт ;

* РУ В-466Б с ВВЭР 1000 МВт;

* РУ В-392М с ВВЭР 1200 МВт;

* РУ В-491 с ВВЭР 1200 МВт;

* РУ В-488 с ВВЭР 1300 МВт;

* РУ В-498 с ВВЭР 600 МВт;

* РУ В-407 с ВВЭР 640 МВт;

* РУ В-478 с ВВЭР 300 МВт.

Связанные понятия

Упоминания в литературе

Связанные понятия (продолжение)

Двухэшелонный противоракетный комплекс С-225 «Азов» (индекс разработчика — ПРС-1, сокр. от «Противоракетная система № 1»; по кодификации НАТО — ABM-X-3, сокр. от англ. Anti-Ballistic Missile Experimental-3) — проект передвижной (ограниченно возимой) системы противоракетной обороны, разрабатывавшийся коллективом под руководством А. А. Расплетина в КБ-1 (главный подрядчик проектных и опытно-конструкторских работ) в 1961–1985 гг. Задача — защита от одиночных баллистических ракет средней дальности (БРСД.

Источник

Принцип работы ядерного реактора

  • Что такое ядерный реактор
    • История создания
    • Устройство реактора, главные комплектующие элементы агрегата
    • Принцип работы
  • Типы ядерных реакторов, какие бывают
  • Какое топливо используют для ядерных реакторов
  • Области применения реакторов
  • Что такое ядерный реактор
    • История создания
    • Устройство реактора, главные комплектующие элементы агрегата
    • Принцип работы
  • Типы ядерных реакторов, какие бывают
  • Какое топливо используют для ядерных реакторов
  • Области применения реакторов

В настоящее время самым мощным источником энергии на нашей планете является ядерный реактор. Атомные электростанции (АЭС) функционируют в более чем 30 странах мира и их количество приближается к 200.

Что такое ядерный реактор

Ядерный реактор — это устройство, в котором происходит постоянная контролируемая ядерная реакция с целью получения электроэнергии.

Другими словами, это устройство, внутри которого происходит превращение одного вещества (ядерное топливо) в другое (пар) с выделением огромной тепловой энергии.

Читайте также:  Какие задачи решает закупочная логистика

История создания

Развитие ядерной энергетики связано с именем французского химика Антуана Анри, который занимался изучением урана и обнаружил его радиоактивность. Позже Пьер и Мария Кюри смогли выделить из солей урана полоний и радий.

Первая ядерная установка была создана в США Э. Ферми в 1942 году. В 1945 году вторым выпущенным в мире реактором стал ZEEP в Канаде. А в 1946 году под руководством И. В. Курчатова ядерный реактор сконструировали и в СССР. Первые такие устройства сильно отличались от современных, они не имели системы охлаждения и обладали минимальной мощностью. Но они дали толчок к развитию атомной энергетики во всем мире. Первая атомная электростанция была построена в Обнинске.

Устройство реактора, главные комплектующие элементы агрегата

Строение реакторов, независимо от их типа, одинаковое:

  1. Активная зона, в которой находятся ядерное топливо и замедлитель быстрых нейтронов. В этой зоне происходит управляемая реакция деления ядер. В качестве замедлителя может использоваться обычная вода, «тяжёлая» вода, жидкий графит и др.
  2. Отражатель нейтронов вокруг активной зоны.
  3. Теплоноситель, который выводит энергию, образующуюся при делении ядер в активной зоне. Теплоносителем может выступать вода, жидкий натрий и др.
  4. Система управления ядерной реакцией. Представляет собой стержни, содержащие кадмий и бор. Для регулирования скорости реакции их при необходимости вводят в активную зону для поглощения лишних нейтронов.
  5. Защитная система, которую делают из бетона с железным наполнителем. Она надежно удерживает нейтроны и радиационное излучение.
  6. Система дистанционного управления.

Принцип работы

Работу реакторной установки можно сравнить с функционированием обычной печи. Только используются не уголь и дрова, а ядерное топливо. В отличие от печи, пламени не видно, так как реакция происходит на уровне деления ядер. Ядра распадаются на мелкие частицы, которые в свою очередь становятся источниками образования нейтронов. За счет этого процесса происходит высвобождение большого количества энергии. Освобожденная энергия нагревает воду, преобразуя ее в пар. Пар вращает турбину генератора, преобразуя энергию движения в электроэнергию.

Данная схема наглядно иллюстрирует принцип работы реакторной установки:

Принцип работы реактора

Основной функцией обслуживающего персонала АЭС является регулирование скорости ядерной реакции с помощью системы управления в виде стержней, которые операторы вводят в активную зону.

Типы ядерных реакторов, какие бывают

Существует несколько классификаций ядерных реакторов:

  • по типу конструкции;
  • по способу генерации пара;
  • по размещению топлива;
  • по спектру нейтронов.

По типу конструкции реакторы бывают:

  1. Контурные. Активная зона в таком типе реактора находится в цилиндрическом корпусе с толстыми стенками.
  2. Канальные. Активная зона представляет собой систему герметичных каналов, не зависящих друг от друга.

По способу генерации пара реакторы делятся на:

  • водо-водяные (с внешним парогенератором), где в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода;
  • кипящие, где пар генерируется в активной зоне и затем направляется в турбину.

В зависимости от того, где в реакторе находится топливо, они бывают:

  • гетерогенные (топливо в активной зоне размещено блоками, заместитель находится между ними);
  • гомогенные (топливо и замедлитель — это однородная смесь).

По спектру нейтронов бывают:

  • на медленных нейтронах (тепловой реактор);
  • на быстрых нейтронах (быстрый);
  • на промежуточных нейтронах;
  • реактор смешанного типа.

Также реакторные установки различаются между собой по виду топлива, теплоносителя и замедлителя.

Какое топливо используют для ядерных реакторов

Для ядерных реакторов применяют следующие виды топлива:

  • изотопы урана 235U, 238U, 233U;
  • изотоп плутония 239Pu, также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U;
  • изотоп тория 232Th (посредством преобразования в 233U).

По степени обогащения топливо бывает:

  • природным;
  • слабо обогащенным;
  • высоко обогащенным.

По химическому составу подразделяется на:

  • металлический уран;
  • диоксид урана;
  • карбид урана и т. д.

Области применения реакторов

Ядерные реакторы используются прежде всего на атомных электростанциях для получения электроэнергии. Тепловая мощность таких устройств достигает 5 ГВт.

Энергетические реакторы также применяются для работы некоторых видов транспортных средств, в частности, подводных лодок, надводных кораблей, космических аппаратов.

Реакторные установки в промышленных целях используют для опреснения морской воды и производства ядерного оружия.

Выделяют также 2 специальных типа реакторов, которые нужны для дальнейших изучений в атомной энергетике:

  • экспериментальные (необходимы для проектирования и дальнейшей эксплуатации ядерных реакторов, их мощность всего несколько КВт);
  • исследовательские (используются для изучения потока нейтронов, мощность реакторов такого типа более 100 МВт).

Тема реакторов крайне сложна. Вот почему, чтобы разобраться с ней, понадобится много времени и сил. А Феникс.Хелп тем временем подстрахует вас с другими предметами.

Источник

Атомные электрические станции и их оборудование — Реакторные установки

Содержание материала

  • Атомные электрические станции и их оборудование
  • Выработка, распределение и потребление энергии
  • Типы АЭС и их технологическое оборудование
  • Тепловая и общая экономичность АЭС
  • Баланс теплоты и показатели экономичности АЭС
  • Регенеративный подогрев питательной воды
  • Конструкции регенеративных подогревателей
  • Деаэрационно-питательные установки
  • Питательные установки
  • Испарительные установки
  • Схемы включения испарителей в тепловую схему АЭС
  • Конденсационные установки
  • Теплотехнические схемы конденсаторов
  • Конструкция и выбор конденсаторов
  • Системы технического водоснабжения
  • Типы и принцип работы охладителей оборотных систем технического водоснабжения
  • Баланс теплоносителя и рабочего тела
  • Реакторные установки
  • Характеристика основного оборудования реакторных контуров
  • Вспомогательные реакторные системы, вопросы безопасности
  • Системы аварийного охлаждения
  • Парогенераторные установки
  • Парогенераторы на АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
  • Турбинные установки
  • Теплофикационные установки
  • Активация и дезактивация
  • Вентиляционные установки
  • Технологический транспорт
  • Водно-химические режимы и физико-химические процессы
  • Генеральный план и компоновки
  • Компоновка главного корпуса АЭС
  • Трубопроводы
  • Редукционные установки, арматура трубопроводов
  • Тепловые схемы АЭС с водным теплоносителем
  • АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
  • Режимы работы АЭС
  • Схемы регулирования мощности энергоблоков
  • Вопросы для самопроверки, список рекомендуемой литературы

Глава десятая
РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ

Классификация реакторов

Ядерный реактор — это установка, в которой осуществляется, управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер. В результате этой реакции высвобождается ядерная энергия, которая преобразуется в тепловую с последующим использованием ее внешним потребителем.
Современные реакторы достаточно разнообразны по назначению, составу и конструкции и их классифицируют по различным признакам, основные из которых следующие:

  1. По назначению реакторы делятся на:

а) энергетические — для получения теплоты и электроэнергии;
б) двухцелевые — для получения электроэнергии и нового ядерного горючего;
в) исследовательские — для изучения поведения материалов под действием облучения и проведения нейтронно-физических исследований.
В данной книге рассматриваются только энергетические реакторы.

  1. По спектру нейтронов различают реакторы:

а) на быстрых нейтронах;
б) на промежуточных нейтронах;
в) на тепловых нейтронах.

Таблица 10.1. Основные показатели реакторов ВВЭР

Электрическая мощность, МВт

Давление в корпусе реактора, МПа

Температура воды на входе в реактор, °С

Температура воды на выходе из реактора, °С

Подогрев воды в реакторе, °С

Давление перед турбиной, МПа

Расход воды через реактор, м3/ч

Число петель главного реакторного контура (число парогенераторов), шт.

Производительность главного циркуляционного на-

coca, м3/ч Диаметр корпуса, м Скорость воды, м/с:
в главных трубопроводах

во входных патрубках

в опускной системе

в активной зоне

Средние тепловые нагрузки, Вт/м2

Высота активной зоны, м

Условный (эквивалентный) диаметр активной зоны,

Диаметр стержневого твэла, мм

Число стержней в кассете, шт.

Число кассет в активной зоне, шт.

Число механизмов регулирования, шт.

Среднее обогащение топлива, %

Материал оболочек твэлов

Циркониевый сплав с 1% ниобия

Большинство работающих у нас в стране и за рубежом — это реакторы на тепловых нейтронах.

  1. По конструкционным особенностям реакторы подразделяют на корпусные и канальные. В первых теплоноситель движется сплошным потоком и реактор имеет герметичный корпус, рассчитанный на давление теплоносителя. Во вторых теплоноситель движется внутри труб, проходящих через активную зону; давление теплоносителя в таких реакторах несут трубы.
Читайте также:  Что такое серверная комната — требования и рекомендации

Примером корпусного реактора является реактор типа ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор, в котором теплоносителем и замедлителем служит обычная вода (табл. 10.1). Примером канального реактора является реактор типа РБМК — реактор большой мощности канальный; в этом реакторе замедлитель— графит, а теплоноситель — кипящая вода (табл. 10.2). Эти два типа реакторов получили наибольшее распространение в нашей стране.

Таблица 10.2. Развитие канальных реакторов большой мощности

Электрическая мощность, МВт Тепловая мощность, МВт

Размеры активной зоны, м: высота

диаметр или ширинах
Длина

Число каналов, шт.:
испарительных

Загрузка урана, т

1,8 в испарительной зоне; 2,2 в перегревательной зоне

Средняя глубина выгорания, МВт-сут/кг: в испарительных каналах

в перегревательных каналах

Размеры оболочек твэлов (диаметр; толщина), мм:
в испарительных каналах

в перегревательных каналах

Материалы оболочек твэлов: испарительные каналы

Расход воды, циркулирующей в реактор-

нержавеюща» сталь 39 000

ном контуре, т/ч
Давление в барабанах-сепараторах, МПа

Паропроизводительность реактора, т/ч

Расход пара на турбины, т/ч

Параметры пара перед турбиной, МПа/°С

Деление ядер

Деление ядер — лишь один из множества процессов, возможных при взаимодействии нейтронов с ядрами. Именно этот процесс лежит в основе работы любого ядерного реактора. Процесс деления тяжелых ядер сопровождается выделением большого количества энергии. Это тепло используется в ядерном реакторе для нагревания рабочего тела (теплоносителя). Для одних ядер деление возможно нейтронами с любой сколь угодно малой кинетической энергией, для других — лишь нейтронами с кинетической энергией, превышающей некоторое пороговое значение. К первой группе относятся ядра с нечетным числом нейтронов:,
и др., которые принято называть делящимися; ко второй — с четным числом нейтронов:которые называются
пороговыми или воспроизводящими. Значения пороговых энергий равны

1 МэВ.
Из пяти рассмотренных ядер только три встречаются в природе

Делящееся ядро 292U получается аналогичным путем при взаимодействии нейтрона с нуклидом.
Реакция деления ядра сопровождается образованием двух осколков деления с массами тх и т2, вторичных быстрых нейтронов (v/), мгновенных у-квантов и выделением энергии (Q/).
На рис. 10.1 приводится распределение осколков деления по массам при делении 2эгН нейтронами с энергией 0,0253 эВ. Распределение нормировано так, чтобы сумма выходов в каждом случае равнялась 200 %. При делении ядер образуется около 30 пар осколков. Самый легкий из них имеет массовое число 73, самый тяжелый—161. Наиболее вероятно деление на осколки с отношением масс 3/2. Выход таких осколков достигает

6 %, в то время как выход осколков с равными массами

10-2 %.
Осколки деления образуются в возбужденных состояниях. Средняя энергия возбуждения равна

10 МэВ. Переход в основное состояние осуществляется путем испускания нейтронов и у-квантов.


Образовавшиеся после торможения осколков деления продукты деления перегружены нейтронами и служат началами цепочек P-превращений, заканчивающихся стабильными ядрами. Первые р- частицы испускаются в течение секунд, или долей секунд, в то время как последние могут испускаться спустя много лет после образования осколка.
Число нейтронов v/, образующихся при делении, зависит от делящегося нуклида и энергии налетающего нейтрона и равно в среднем 2,5. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления равна 0,7 МэВ, средняя 2 МэВ. Нейтроны, образующиеся при делении ядер, подразделяются на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны вылетают из осколков деления в промежуток времени около 10

14 с и составляют вероятность которого характеризуется макроскопическим сечением , и радиационный захват нейтрона ураноми ураном»
вероятность которого определяется макроскопическим сечением радиационного захвата топлива Таким образом, вероятность деления одного ядра равна

Тепловыделяющий элемент

Рис. 10 2. Тепловыделяющий элемент: 1 — нижняя заглушка, 2 — разрезная втулка; 3— таблетка топлива; 4 — оболочка; 5— втулка, 6 — наконечник

Тепловыделяющая сборка для ВВЭР

Рис. 10 3. Тепловыделяющая сборка для ВВЭР:
1 — выход теплоносителя, 2 — верхняя головка ТВС, 3 — верхняя решетка, 4 — корпус ТВС, 5 — тепловыделяющие элементы; б — нижняя решетка; 7 — хвостовик, 8 — вход теплоносителя

Совершенно естественно, что управлять такими быстродействующими процессами практически невозможно. Однако в действительности такого быстрого роста мощности не наблюдается, что объясняется наличием запаздывающих нейтронов.
Ядерное топливо загружается в реактор в виде тепловыделяющих элементов (твэлов) (рис. 10.2). Ядерное топливо в виде таблеток 4 помещают в оболочку твэла, выполняемую из циркониевых сплавов. Трубка герметизируется с помощью заглушек-наконечников 5 и 1. Твэлы собираются в шестигранные тепловыделяющие сборки (рис. 10.3). Активная зона реактора состоит из таких тепловыделяющих сборок (ТВС).

Методика теплового и физического расчета реактора

При проектировании и создании ядерного реактора проводится большое количество расчетов, чтобы определить оптимальный вариант. Оптимальным считается вариант с минимальными топливной и капитальной составляющими приведенных затрат. Все эти расчеты между собой тесно увязываются и выполняются й определенной последовательности.
Для проведения нейтронно-физического расчета необходимы исходные данные, которые можно получить из теплового расчета. Поэтому физическому расчету предшествует теплогидравлический расчет реактора.
Для заданного типа реактора на основе опыта эксплуатации и многочисленных литературных данных принимаются (выбираются) основные конструктивные решения: диаметр и высота активной зоны, конструкция и размеры топливной кассеты и твэла, шаг решетки (расстояние между твэлами), способы регулирования реактора, схема отвода тепла и др. При проведении вариантных расчетов необходимо задаваться несколькими значениями основных исходных данных. В первую очередь это относится к шагу решетки, который определяет собой отношение объемов замедлителя и топлива. Шаг решетки существенно влияет на физические и теплогидравлические характеристики реактора. Поэтому оптимальный шаг выбирается обычно на основе вариантных нейтроннофизических и теплогидравлических расчетов.
В зависимости от типа и назначения реактора последовательность теплового расчета может быть различной. Обычно в начале проводится расчет наиболее напряженного («горячего») канала и сопоставление полученных теплофизических параметров с допустимыми значениями.
Расчет сводится к определению распределения температур по высоте топливного канала и по сечению ячейки. Ячейка включает в себя твэл с прилегающими к нему теплоносителем и замедлителем.

Состав реакторной установки

В реакторную установку входят главный реакторный контур — контур циркуляции теплоносителя, и вспомогательные реакторные системы. К последним относятся системы компенсации давления (только для ВВЭР), очистки реакторной воды, подпитки и расхолаживания реактора, воздушников, дренажей, газовых сдувок, бассейн выдержки и перегрузки топлива, система периодической дезактивации, система газового заполнения графитовой кладки (для реакторов РБМК), система аварийного охлаждения активной зоны реактора, системы локализации аварии и другие. В состав главного реакторного контура входят: реактор, трубопроводы с главными запорными задвижками, главные циркуляционные насосы, парогенераторы.

Главный циркуляционный контур АЭС

Рис. 10.4. Схема главного циркуляционного контура АЭС с ВВЭР:
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — главный циркуляционный насос», 4 — главные задвижки
Рис. 10.5. Главный циркуляционный контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реактора РБМК-1000:
1 — барабаны-сепараторы; 2 — всасывающий коллектор ГЦН; 3 — главный циркуляционный насос, 4 — напорный коллектор ГЦН; 5 — раздаточный групповой коллектор; 6 — испарительные технологические каналы, 7 — реактор канальный; 8 — линия рециркуляции; 9 — пар на турбину

Главный реакторный контур ВВЭР вместе со вспомогательными системами образуют первый контур. Главный реакторный контур для ВВЭР представлен на рис. 10.4. Реактор корпусного типа без кипения теплоносителя имеет несколько контуров циркуляции. Подогрев воды при прохождении ее через реактор небольшой: 28—33°С (см. табл. 10.1). Для снятия большого количества теплоты с активной зоны реактора необходимо перекачивать большие количества теплоносителя. Сделать это одним контуром циркуляции не представляется возможным. Поэтому ВВЭР — всегда реактор многопетлевой. Так, у реакторов ВВЭР-365 и ВВЭР-440 шесть петель циркуляции, у ВВЭР-1000 четыре петли.
Для реакторов РБМК-1000 имеются два контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) (рис. 10.5). Основные характеристики реакторов РБМК представлены в табл. 10.2.

Источник