Гетерогенные реакторы

Гетерогенный ядерный реактор - реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны. Обязптнльно наличие тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). ТВЭЛы могут иметь различную форму, но всегда существует чёткая граница между горючим, замедлителем и теплоносителем.

В активной зоне гетерогенного реактора топливная композиция отделена от замедлителя. Это сделано для изоляции топливной композиции от замедлителя и омывающего её теплоносителя, для предотвращения выноса и распространения радиоактивности из ТВЭЛа по всему реактору и первому контуру. Основным конструктивным элементом гетерогенной структуры активной зоны энергетических реакторов является тепловыделяющий элемент - объём топливной композиции определённой формы, заключенной в тонкостенную герметичную оболочку из металла. Толщина оболочки ТВЭЛ выбирается такой, чтобы исключить проникновение радиоактивных продуктов деления из топливной композиции внутри ТВЭЛа в охлаждающий его снаружи теплоноситель.

ТВЭЛы энергетических реакторов могут иметь различную геометрическую форму. Наиболее распространёнными являются гладкостержневые (цилиндрические) ТВЭЛы, кольцевые, пластинчатые и крестообразные. Форма ТВЭЛов выбирается из соображений простоты и технологичности их изготовления, стремления при заданном объёме топливной композиции полупить наибольшую поверхность теплоотдачи. ТВЭЛы должны сохранять свою герметичность и теплоотдающие свойства в течение длительного времени работы в реакторе. В процессе работы реактора в топливе его ТВЭЛов накапливаются продукты деления, в том числе и газообразные, отчего топливная композиция с их накоплением увеличивает свой объём и внутри ТВЭЛа возникает большое избыточное давление, создающее угрозу разрыва оболочки ТВЭЛ. Крестообразные ТВЭЛы лу'чше выдерживают подобные нагрузки.

ТВЭЛы объединяются в тепловыделяющие сборки, ТВС. Каждая ТВС представляет собой некоторое определённое количество ТВЭЛов, расположенных на равных расстояниях друг от друга, что предотвращает их взаимное касание (грозящее локальным перегревом) и способствует равномерному омыванию всех ТВЭЛов теплоносителем. Пучок ТВЭЛов скрепляется, образуя единый конструктивный узел с головкой, за которую удобно захватывать ТВС захватом разгрузочнозагрузочной машины при выгрузке или загрузке.

ТВС энергетических реакторов могут быть кожуховыми и бескожу- ховыми. Кожух ТВС - это тонкостенная металлическая труба, в которой размещается и скрепляется ТВС с учётом компенсации различных температурных удлинений ТВЭЛов в ТВС и самой кожуковой трубы из-за неодинаковости их нагрева в работающем реакторе. Кожуховая труба имеет двойное назначение: защита поверхностей наружных ТВЭЛов ТВС от возможных повреждений при транспортировке, загру'зке и выгрузке ТВС.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководные, тяжёловодные и органические. По виду' теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководные, тяжёловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители в реакторе 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.

Тепловой реактор может работать на природном уране, если замедлителем служит тяжёлая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащённый уран. От степени обогащения топлива зависят критические размеры реактора: с увеличением степени обогащения они меньше. Недостатком реакторов на тепловых нейтронах является

потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. В таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов используют вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов.

Рис. 3. Реактор РБМК.

По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несёт корпус. Внутри корпуса реактора течёт общий поток теплоносителя. И замедлителем и теплоносителем является вода. Вода находится под высоким давлением и не кипит - пар образуется вне реактора в специальном парогенераторе. Примером такого реактора является водо-водяной энергетический реактор, ВВЭР. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несёт каждый отдельный канал. Давление воды не слишком велико, вода кипит и пар образуется непосредственно в реакторе. Сложный и дорогой парогенератор не требуется. Примером такого реактора является РБМК.

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.

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.

Ядерные реакторы, использующие в качестве теплоносителя воду, делятся на два типа - двухконтурные (например, реактор ВВЭР) и контурные (РБМК). Если контуры теплоносителя и рабочего тела совмещены, то АЭС называется одноконтурной, если же они разделены, то двухконтурной.

РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный - одноконтурный энергетический реактор с кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Разработан на основе промышленных уран-графитовых реакторов, использовавшихся для производства оружейного плутония. Это реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем является графит, а теплоносителем (и дополнительным замедлителем) обычная вода (легководный реактор). Топливом является слегка обогащенный изотопом 235U уран (в виде оксида).

Блок-схема АЭС на базе реактора РБМК-ЮОО

Рис. 4. Блок-схема АЭС на базе реактора РБМК-ЮОО.

РБМК состоит из цилиндрической графитовой кладки замедлителя, размещаемой в бетонной шахте, через которую проходят длинные (7 м) вертикальные напорные трубы (каналы), проходящие через графитовый замедлитель, каналы для органов регулирования и технологические каналы с урановым топливом. Проходя через технологические каналы, вода сначала подогревается, а затем частично испаряется. В активной зоне вода кипит при 2900 (пар образуется непосредственно в реакторе). Температура теплоносителя на входе в реактор 2700, на выходе 284°, давление 6.38 МПа (-64 атм.).

Пароводяная смесь по индивидуальным трубопроводам направляется в барабан-сепаратор, где пар осушается, а затем транспортируется в турбину. Конденсат пара смешивается с теплоносителем из барабан-

сепаратора и циркуляционным насосом возвращается в реактор.

Рис. 5. Блок-схема АЭС с реактором ВВЭР.

Ядерным топливом служит керамический диоксид урана (1Ю2), обогащенный 235U до 2%, в виде таблеток диаметром 11,5 мм и высотой 1,5 см (длина столбика таблеток 3,5 м) запрессованных в ТВЭЛы — трубки из циркалоя (сплав на основе циркония) с наружным диаметром 13,6 мм с толщиной стенок 0,9 мм. 18 таких ТВЭЛов смонтированы в одну общую ТВС. Помимо ТВЭЛов, ТВС содержит крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Сборка являет собой открытую конструкцию, которая может опускаться и выниматься из активной зоны реактора.

Одним из преимуществ РБМК является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора.

Так как замедление нейтронов в основном происходит в графите, избыточное парообразование уменьшает плотность теплоносителя и поглощение им нейтронов. В отличие от реакторов с водным замедлителем интенсивность цепной реакции деления при этом не снижается, а возрастает. Поэтому эти реакторы обладают положительным паровым коэффициентом реактивности, что является их крупным недостатком.

Рис. 6. Устройство реактора ВВЭР-юоо: 1

  • - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; з - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5
  • - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни.

Первоначально проект РБМК был разработан на электрическую мощность юоо МВт, чему при выбранных параметрах соответствовала тепловая мощность реактора 3200 МВт. Путём интенсификации теплообмена удалось увеличить предельно допустимую мощность канала в

1,5 раза до 4500 кВт при одновременном повышении допустимого паросодержа- ния до нескольких десятков процентов.

ВВЭР - Водо-Водяные Энергетические Реакторы с обычной (лёгкой) водой под давлением (PWR) широко используются в атомной энергетике России. ВВЭР - реактор энергетический, водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов. Его конструкция была вначале разработана для подводного флота. Особенностью АЭС является наличие двух контуров теплообмена. В первичном контуре вода под большим давлением (некипящая вода под давлением 160 атм., 7=325°) прокачивается через активную зону реактора, а во вторичном контуре образует пар, вращающий турбину. В активной зоне вертикально устанавливаются топливные сборки ТВЭЛами. Давление поддерживается паром в компенсаторе давления. В парогенераторах тепло передается воде второго контура, которая превращается в пар, подаваемый под давлением 6о атм. на турбины. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник. В теплообменнике (парогенераторе), находящемся под нормальным давлением, тепло передаётся воде второго контура, которая закипает, превращается в пар, подаваемый под давлением 6о атм. на турбины. Пар заставляет вращаться турбину и электрогенератор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура, обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, после подогрева, подаётся снова в теплообменник. Электрическая мощность энергоблоков обычно юоо МВт, номинальная тепловая мощность 3000 МВт.

В первичном контуре вода служит замедлителем, и если вследствие перегрева часть её перейдёт в пар, цепная реакция деления прекратится. Этот эффект отрицательной обратной связи является одним из элементов безопасности реактора. Другая система безопасности, останавливающая при необходимости цепную реакцию деления в реакторе, использует введение бора в теплоноситель первого контура.

ВВЭР работает на оксидном урановом топливе (обогащение 1,6-5-5%). В ТВЭЛ помещены таблетки диоксида урана с плотностью 10,4-5-10,7 г/см3, с наружным диаметром 7,57 мм и высотой 20 мм. В середине таблетки имеется отверстие диаметром 1,2 мм, края скошены фасками. Общая длина столба таблеток — 3530 мм, они занимают 70% пространства внутри ТВЭЛа, остальное пространство заполняют газы. Материалом оболочки служит циркониевый сплав Э635 с 1 % Nb, 1-ы,5% Sn и о,3-^0,5% Fe. Использование уран-гадолиниевого топлива, конструкционных усовершенствований и увеличение обогащения топлива увеличило срок кампании топлива до 5 лет. При этом среднее выгорание возросло на 40% (до 57,7 ГВт.сут/т), а производственные расходы снизились на 5%.

Сравнение реакторов ВВЭР и РБМК показывает, что реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >