Общая Энергетика - Учебное Пособие [2009]. В. П. Казанцев Общая энергетика
 Скачать 7.69 Mb.
|
|
3.2.2. Ядерные реакторы 3.2.2.1. Принцип работы и классификация ядерных реакторов Энергетический ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов под действием нейтронов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. В практике реакторостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы: 1) медленные (тепловые) с энергией 0,005–0,2 эВ; 2) промежуточные с энергией 0,2–100 эВ; 3) быстрые нейтроны с энергией 0,1–10 МэВ. Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра. Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп U235, доля которого в естественном уране составляет всего 0,7 %. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по U235 составляет 2,0–4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий U235 в существенно меньшем количестве, чем природный. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный уран, может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах. Хотя U238 и делится быстрыми нейтронами, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране невозможна из–за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер U238 с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер U238. Для характеристики цепной реакции деления ядер используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К = 1. Размножающаяся система (реактор), в которой К = 1, называется критической. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0,2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе больше 0,1 МэВ. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В ней размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных ТВЭЛов, содержащих ядерное топливо. В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя–вещества. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. При наличии отражателя увеличивается количество нейтронов в активной зоне реактора, участвующих в процессе деления, и, следовательно, уменьшаются критические размеры реактора. Кроме того, отражатель обеспечивает некоторое выравнивание плотности потока нейтронов по объему активной зоны и, следовательно, более равномерное выгорание горючего в процессе эксплуатации. Последнее обстоятельство является важным для реакторов атомных электростанций, так как позволяет увеличить время между перегрузками топлива, сопровождающимися остановками реактора и перерывами в энергоснабжении. В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя. В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива U235 в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива U235 или U239 порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива U235 в ней от 100 до 1000 кг/м3. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов – слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма–квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой. К реактору и обслуживающим его системам относятся: 1) собственно реактор с биологической защитой; 2) теплообменники; 3) насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; 4) трубопроводы и арматура циркуляции контура; 5) устройства для перезагрузки ядерного горючего; 6) системы специальной вентиляции, аварийного расхолаживания и др. Классификация ядерных реакторов: 1. по назначению:
2. По энергетическому спектру нейтронов:
3. По виду теплоносителя:
4. По виду замедлителя:
По признакам 3 и 4 принципиально возможны многочисленные типы ядерных реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. В таблице 3.1 показаны целесообразные (+) и нецелесообразные (–) сочетания замедлителя и теплоносителя. Таблица 3.1
Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: водо–водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; графитоводяные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; графитогазовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем; тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжелой водой в качестве замедлителя. В России строят главным образом графитоводяные и водо–водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо–водяные реакторы. Графитогазовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами. В реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя применяется жидкий натрий, а замедлитель отсутствует. 5. По структуре активной зоны (взаимному размещению горючего и замедлителя):
В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку. 6. По конструктивному исполнению:
При двухконтурной схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в таких условиях, принято называть водо–водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). ВВЭР подразделяются на два типа: ВВРД – с водой под давлением (без кипения); ВВРК – с кипящей водой. По этой схеме работают Ровенская, Кольская, третий энергоблок Нововоронежской АЭС, а также Армянская АЭС, ряд АЭС в Германии, США, Болгарии и др. Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем – графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК). АЭС с реакторами РБМК работают по одноконтурной схеме. Основные технические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК приведены в табл. 3.2. Таблица 3.2
Реакторы с графитовым замедлителем достаточно широко применяются на АЭС благодаря возможности использования в качестве топлива природного слабообогащенного металлического урана или его двуокиси, получения большего коэффициента воспроизводства, чем у реакторов типа ВВЭР, применения в сочетании с графитом высокотемпературных газовых теплоносителей, а также создания систем перегрузки без остановки реактора. Реакторы с графитовым замедлителем могут быть корпусными и канальными. Для корпусных графитовых реакторов в качестве теплоносителя используются углекислый газ, гелий и реже другие газы (газографитовые реакторы – ГГР, применяемые, в частности, в Великобритании), а для канальных – обычная вода (водографитовые реакторы – ВГР, применяемые, в частности, в России). Особенность ядерных реакторов состоит в том, что 94 % энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейтронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 102–103 МВт/м3. От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов. 3.2.2.2. Реакторы на тепловых и быстрых нейтронах Устройство реактора на тепловых нейтронах рассмотрим на примере РБМК–1000 – реактора большой мощности канального (рис. 3.19). Он относится к водографитовым реакторам (ВГР), и представляет собой набор вертикальных каналов 1 из циркония, вставленных в отверстия блочной графитовой кладки 2, являющейся замедлителем и отражателем (на рисунке условно показаны только два канала из всех) и помещенной в корпус 3, заполненный инертным газом под давлением, близким к атмосферному.  Рис. 3.19. Конструктивная схема реактора РБМК–1000 Нагрузка от собственного веса активной зоны воспринимается нижней опорной металлоконструкцией коробчатого сечения, заполненной серпентинитом 4. Верхняя металлоконструкция, аналогичная нижней, опирается на бак с водой, служащий для радиационно–тепловой бетонной биологической защиты. Между перекрытием реакторного отделения и верхней металлоконструкцией расположена система разводки труб теплоносителя от общих и групповых коллекторов к головкам каналов. Каналы проходят через пространство для разводки теплоносителя 5 и заканчиваются перегрузочными головками 6. Перегрузка осуществляется с помощью специальной машины, установленной на перекрытии реакторного отделения 7. Подреакторное пространство занято помещением приводов системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ предназначена для пуска реактора, выхода на проектную мощность, изменения и поддержания заданной мощности, остановки реактора. Вес реактора передается на бетон через сварные металлоконструкции, которые одновременно используются для биологической защиты. В реакторах ВГР Белоярской АЭС перегретый пар образуется непосредственно в рабочих каналах активной зоны. Каналы бывают двух типов: испарительные и пароперегревательные. В испарительных каналах вода преобразуется в пароводяную смесь, которая подается в сепаратор. Пар, отделенный от воды в сепараторе, поступает в пароперегревательные каналы и выводится из реактора при температуре 480 °С и давлении 9 МПа, т.е. происходит ядерный перегрев пара. При прохождении через активную зону пар активируется, поэтому конденсаторы турбин, трубопроводы острого пара и другое вспомогательное оборудование на подобных АЭС должны быть окружены биологической защитой. Дальнейшее развитие реакторов этого типа осуществлялось путем упрощения конструкции каналов (одноходовое движение теплоносителя), замены нержавеющей стали, обладающей значительным сечением захвата нейтронов, цирконием (улучшение нейтронного баланса), использования хорошо освоенного двуокисного топлива в форме пучков в циркониевой оболочке, увеличения единичной мощности, а также обеспечения почти непрерывной перегрузки топлива. Реакторы РБМК установлены на многих атомных электростанциях России (Ленинградской, Курской, Смоленской и др.). Будущее атомной энергетики принадлежит реакторам на быстрых нейтронах (БН). В качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах используют газы или жидкие металлы, в основном натрий. Такие реакторы применяют в трехконтурных тепловых схемах АЭС. Основные параметры двух отечественных реакторов на быстрых нейтронах приведены в табл. 3.3, схема одного из них – на рис. 3.20. Для энергетического реактора БН–600 третьего энергоблока Белоярской АЭС принята интегральная (баковая) компоновка радиоактивного технологического оборудования: активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном герметичном баке (см. рис.3.20). Теплоноситель на выходе из активной зоны имеет высокую температуру, что увеличивает КПД АЭС и позволяет использовать пар параметров, принятых на современных тепловых электростанциях. Таблица 3.3
 Рис. 3.21. Реактор на быстрых нейтронах БН–600: 1 – несущая конструкция; 2 – бак реактора; 3 – насос; 4 – электродвигатель насоса; 5 – поворотная пробка; 6 – верхняя неподвижная защита; 7 – теплообменник; 8 – центральная сборка СУЗ; 9 – загрузочное устройство | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||